NEMZETKÖZI ÖSSZEFOGÁS A 21. SZÁZAD ATOMENERGETIKÁJÁÉRT

NEMZETKÖZI ÖSSZEFOGÁS A 21. SZÁZAD ATOMENERGETIKÁJÁÉRT Csom Gyula a műszaki tudomány doktora professor emeritus Budapest 2005. április

2 Tartalomjegyzék Bevezetés A fosszilis energiahordozók és az energiaigények egymást nem fedő egyenlőtlen földrajzi eloszlása miatt egyre növekszik különösen az iparilag fejlett országokban az importfüggés, aminek következtében csökken az energetikai ellátásbiztonság. A fosszilis energiahordozók felhasználásával járó üvegházhatású gázok növekvő kibocsátása globális felmelegedéshez vezet, ami Föld-i méretű éghajlati és gazdasági problémákat okoz. A megújuló energiahordozók növekvő mértékű alkalmazására és energiatakarékos gazdálkodásra kell törekedni, ezek azonban önmagukban nem képesek megoldani a jelzett problémákat. Előzőek miatt sokak szerint az atomenergia növekvő mértékű alkalmazása elkerülhetetlen, s csak idő kérdése, hogy ezt a ma még vonakodó döntéshozók is belássák. Úgy tűnik, hogy a hivatkozott problémákat a megújuló energiaforrásoknak és az atomenergiának együtt kell megoldaniuk. Ehhez azonban az atomenergetikának néhány kulcskérdést a lakosság és a politika számára is meggyőző módon meg kell oldania. Oláh György, az 1994.évi kémiai Nobel-díjas a következőket írta [111]:

3 Generating energy by burning non-renewable fossil fuels including oil, gas and coal is feasible only for the relatively short future and even so, faces serious environmental problems. The advent of the atomic age opened up a wonderful new possibility, but also created dangers and concerns of safety. I feel that it is tragic that the latter considerations practically brought further development of atomic energy to a stand still at least in most of the Western world. Whether we like it or not we have in the long run no alternative but to rely increasingly on clean atomic energy, but we must solve safety problems including those of disposal and storage of radioactive waste-products. Pointing out difficulties and hazards as well as regulating them (within reason) is necessary. Finding solutions to overcome them, however, is essential. A legfontosabb kulcskérdések: fenntarthatóság, gazdasági versenyképesség, s különösen a nukleáris létesítmények biztonsága és megbízhatósága, a radioaktív hulladékok különösen a nagy aktivitású hulladékok kezelése és elhelyezése, valamint a proliferációállóság és a fizikai védelem. A legújabban üzembe lépő és építés alatt álló harmadik generációs atomerőművek nagyrészt kiválóak a fenti kulcskérdések tekintetében. A továbbfejlesztés azonban folyamatos kötelezettség. A sok tekintetben technológiai áttörést jelentő negyedik generációs atomerőművek kutatása, fejlesztése, majd rendszerbe állítása, azaz a 21. század energetikája komoly kihívás a szakma számára, melynek csak nemzetközi összefogással, a különböző országokban lévő kutatási infrastruktúrák felhasználásával, komoly állami szerepvállalással lehet megfelelni. A sikerhez szükség van az összes, atomenergia-felhasználásban érdekelt ország közreműködésére. Megítélésem szerint Magyarország sem háríthatja el magától e részvételt. Jelen tanulmány mint háttéranyag az ehhez szükséges hazai tervek kimunkálásához és az elkerülhetetlen döntések meghatározásához kíván segítséget nyújtani. A 9. fejezetet az érdekelt hazai kutatóintézetek, egyetemek, kutatóhelyek által rendelkezésemre bocsátott ismertetések alapján állítottam össze, egyrészüknél lényegében szószerinti átvétellel. E közreműködők: Dr. Gadó János (9.1. szakasz), Dr. Aszódi Attila, Dr. Fehér Sándor és Dr. Vajda Nóra (9.2. szakasz), Holló Előd (9.3. szakasz), Dr. Varga Kálmán és Dr. Salamon Tamás (9.4. szakasz), Dr. Vértes Attila és Dr. Homonnay Zoltán (9.5.1. szakasz), Dr. Ginsztler János (9.5.2.-9.5.5. szakaszok). Valószínűnek tartom, hogy egy alapos felmérés eredményeképpen további résztvevők részvételi lehetőségei is fel fognak merülni. Budapest, 2005. április 6.

4 1. Az atomenergetika mint folyamatosan fejlődő rendszer Az atomenergetika jelentős fejlődésen ment keresztül az elmúlt 50 évben. A haladást alapvetően befolyásolta az energetika általános fejlődése, az energetikával szemben támasztott gazdasági, környezetvédelmi és egyéb követelmények, az atomenergetika által eme területeken nyújtott új lehetőségek, a rendszer korszerűsítése érdekében végzett folyamatos kutatási, fejlesztési tevékenység és az a szakmai, társadalmi környezet, amelyben az atomenergetikának működnie kellett. E környezetet jelentősen befolyásolta az a néhány rendkívüli esemény, atomerőmű-baleset, amelyeknek az elmúlt évtizedekben tanúi lehettünk. E komplex hatásrendszer eredményezte az atomenergetika szerepének igen gyors növekedését a nyolcvanas évek közepéig, és a fejlődés ama megtorpanását is, ami az utóbbi 15-20 évben bekövetkezett. Ha az atomenergetika ki akar törni e megtorpanásból, néhány kulcskérdést meg kell oldania, mégpedig a lakosság és a politika számára is meggyőző módon. Az utóbbi mintegy 5-10 évben egyre inkább kirajzolódnak azok a fejlesztési irányok, amelyek képesek lehetnek az atomenergetika szerepének növelésére a 21. század folyamán. E fejlődés bár teljesen új megközelítéseket is igényel természetesen nem lehet független az eddigi fejlődési történettől és az atomenergetika jelenlegi helyzetétől. 1.1. Az atomenergetika jelenlegi helyzete és annak kialakulása 2002-ben 441 atomerőművi blokk üzemelt a világon (30 országban) majdnem 360 GW e összkapacitással, s bennük 2002-ben 2543 milliárd kwh villamos energiát termeltek, ami a teljes termelés 16%-át jelentette. A 2002. decemberi részletes adatokat az 1. táblázatban foglaltuk össze [1]. A táblázatból látható, hogy néhány országban az atomerőműben termelt villamos energia alapvetően meghatározó: Litvánia 77,58%, Franciaország 77,07%, Belgium 58,03%, Szlovákia 53,44%, Ukrajna 46,36%, Svédország 43,85%. Magyarországon 2002-ben 14,13 milliárd kwh villamos energiát termelt a paksi atomerőmű, ami a teljes termelés 39,09%-át jelentette. A bővülés előtti Európai Unió (15 ország) 846,94 milliárd kwh villamos energiát termelt atomerőművekben, ami a teljes termelésnek majdnem 35%-át tette ki. A bővülés után (25 ország) az EU atomerőművi villamosenergia-termelésének részaránya kissé csökkent, de még így is eléri kb. a 32%-ot. Ezek kétségtelenül impozáns számok, de 20 évvel ezelőtt még úgy gondoltuk, hogy az ezredfordulóra az atomenergia részesedése ennél is sokkal nagyobb lesz. Különböző okok miatt azonban a 80-as évek közepe táján megtört a dinamikus fejlődés lendülete, a növekedés egyre lassabbá vált. Ezt szemlélteti az 1. ábra [2]. Az ábrából látható, hogy az atomenergia villamosenergia-termelésen belüli részaránya a 80-as évek második feléig meredeken nőtt, 1988-ban elérte a 17%-ot, ezt követően azonban lassú csökkenésbe ment át, ma mintegy 16%. Ma mindössze 27,1 GWe kapacitás van építés alatt, döntően az ázsiai országokban [1,3]. Közülük a legutolsó jelenlegi tervek szerint 2010-ben kerül üzembe. Ebben a számban még nincs benne az 1600 MWe teljesítőképességű új finn atomerőmű, amelyet a 2003. decemberi parlamenti döntés értelmében 2008-2009-ben terveznek üzembe állítani [4]. Az építési munkálatok már elkezdődtek. Ugyancsak egy új evolúciós PWR-t (EPR-t) szándékoznak építeni a következő években Franciaországban is. Ha az utóbbi 20 év tendenciája folytatódna, akkor az atomenergia részesedése a villamosenergia-termelésen belül tovább csökkenne, s a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) előrejelzése szerint 2015-ig 13%-ra apadna [5], bár az összkapacitás kissé (kb. 370 GWe-ra) nő.

5 1. táblázat. Az üzemben lévő és építés alatt álló atomerőművi blokkok a világon (2002. december) [1] Ország Üzemelő blokkok Száma USA 104 Franciaország 59 Japán 54 Németország 19 Oroszország 30 Dél-Korea 18 Egyesült Királyág 31 Ukrajna 13 Kanada 14 Svédország 11 Spanyolország 9 Belgium 7 Kína 7 Csehország 6 Svájc 5 Bulgária 4 Finnország 4 India 14 Szlovákia 6 Litvánia 2 Brazília 2 Dél-Afrika 2 Magyarország 4 Mexikó 2 Argentína 2 Szlovénia 1 Románia 1 Hollandia 1 Pakisztán 2 Örményország 1 Irán Észak-Korea Összes 441 MWe 98230 63073 44287 21283 20793 14890 12252 11207 10018 9432 7574 5760 5318 3468 3200 2722 2656 2503 2408 2370 1901 1800 1755 1360 935 676 655 450 425 376 358661 Építés alatt blokkok Száma 3 3 2 4 4 8 2 1 1 2 1 33 álló MWe 3696 2825 1920 3800 3275 3610 776 692 655 2111 1040 27100 Termelt vill. en. és annak részesedése TWhe 768,83 401,30 321,94 162,30 125,36 112,13 83,34 71,67 72,35 69,20 61,07 44,1 16,68 14,75 25,29 18,24 21,88 17,32 17,10 11,36 14,35 13,34 14,13 8,11 6,54 5,03 5,05 3,75 1,98 1,99 2543,57 % 20,35 77,07 34,26 30,52 15,40 39,32 22,44 46,36 12,85 43,85 26,88 58,03 1,14 19,76 35,96 41,55 30,54 3,72 53,44 77,58 4,34 6,65 39,09 3,66 8,19 38,98 10,46 4,16 2,86 34,82 - Teljes üzemi tapasztalat reaktorév 2767,67 1287,17 1070,33 629,08 731,33 202,58 1301,67 266,83 461,17 300,08 210,17 184,58 31,50 68,83 138,83 125,17 95,33 209,42 97,00 34,50 23,25 36,25 70,17 21,92 48,58 21,25 6,50 59,00 33,83 35,25 10696,33

6 1. ábra. Az atomerőművi kapacitás és az atomerőműkben termelt villamosenergia-részesedés időbeli alakulása a világon Ugyanakkor egyre szaporodnak és súlyosbodnak a problémák az atomenergiát kizárni akaró energetika területén. A fosszilis energiahordozók és az energiaigények egyenlőtlen földrajzi eloszlása miatt egyre növekszik különösen az iparilag fejlett országokban az importfüggés, aminek következtében csökken az energetikai ellátásbiztonság. Az Európai Unió gazdasága óriási kihívással néz szembe ezen a területen a következő évtizedekben. Fokozottan érvényes ez az energiahordozókban szegény Magyarországra. A fosszilis energiahordozók felhasználásával járó üvegházhatású gázok növekvő kibocsátása globális felmelegedéshez vezet, ami Föld-i méretű globális éghajlati és gazdasági problémákat okoz. A megújuló energiahordozók növekvő mértékű alkalmazására kell törekedni, ez azonban önmagában nem képes megoldani a problémákat. A leírtak miatt sokak szerint az atomenergia növekvő mértékű alkalmazása elkerülhetetlen, s csak idő kérdése, hogy ezt a ma még vonakodó döntéshozók is belássák. Úgy tűnik, hogy a vázolt problémákat a megújuló energiaforrásoknak és az atomenergiának együtt kell megoldaniuk. Fentiek miatt az optimisták az atomenergia-hasznosítás új reneszánszát, az óvatosabbak az atomenergia újraéledését prognosztizálják. Ehhez azonban az atomenergetikának néhány kulcskérdést a lakosság és a politika számára is meggyőző módon meg kell oldania. Az új fejlesztések melyekről a következőkben bővebben is beszámolunk ezt a célt tűzték maguk elé. 1.2. Az atomenergia-rendszer teljessége Az atomenergia-rendszer (nukleáris üzemanyagciklus) igen sok elemből épül fel, amelyeknek csak egyike igaz, hogy talán a legfontosabbika az atomerőmű. Az atomenergia-rendszer harmonikus fejlődéséhez mindeme elemek összehangolt fejlesztését kell megoldani. A legfontosabb komponensek a következők: Bányászat és ércfeldolgozás (ércdúsítás) Konverzió Izotópdúsítás

7 Üzemanyag-, ill. fűtőelemgyártás Villamosenergia-termelés (atomerőművek) Egyéb termékek (pl. hidrogén) előállítása (az atomerőmű és a csatlakozó rendszerek) Kiégett üzemanyag átmeneti tárolása Reprocesszálás (lehetséges komponens) Radioaktív hulladék kezelése (lehetséges eleme leválasztási és transzmutációs technológia P&T technológia) Radioaktív hulladék végleges elhelyezése (eltemetése). A felsorolt eljárások és berendezések fejlesztése a legkülönbözőbb területeken igényel kutatási, fejlesztési tevékenységet (reaktorfizikai, termohidraulikai K+F, anyagtudományi, kémiai, irányítástechnikai stb. kutatások). Csak néhány olyan ország van (pl. USA, Oroszország, Franciaország, Japán), amelyben az atomenergia-rendszer valamennyi eleme megtalálható, az atomenergia-hasznosításban érdekelt többi ország (az érdekelt országok nagy része) azonban nagyrészt csak az atomerőművi energiatermelésben és a nukleáris üzemanyagciklus befejező szakaszában (kiégett üzemanyag tárolása, hulladékkezelés, végleges elhelyezés stb.) érdekelt. Ez utóbbiak közé tartozik Magyarország is. Az egész rendszer összehangolt fejlesztése azonban valamennyi érdekelt ország közös érdeke. A következőkben írtakat ennek fényében kell megítélni. 1.3. Az atomerőmű-építés fejlődése Az atomerőmű-technológia jelentős fejlődésen ment keresztül az elmúlt évtizedekben. A fejlesztés figyelembe véve a folyamatosan változó vásárlói igényeket jelenleg is folyik. A fejlettségi foktól függően az atomerőművek négy generációjáról beszélhetünk. Tekintettel arra, hogy a harmadik generációs atomerőműveket csak az utóbbi években kezdték építeni, a negyedik generációsok építésére pedig csak a következő évtizedekben kerülhet sor a következőkben éppen ezek fejlesztésével foglalkozunk részletesen, e két generációba tartozó atomerőműveket összefoglalóan új generációs vagy továbbfejlesztett atomerőműveknek is szokták nevezni. a) Első generációs atomerőművek Az első generációs atomerőműveket az 1950-60-as években fejlesztették ki az Egyesült Államokban (Shipppingport, Dresden, Fermi), a Szovjetunióban (Obnyinszk, Novovoronyezs-1 stb.), Angliában (Magnox reaktorok) és Franciaországban. Ma már egyre kevésbé felelnek meg a műszaki, biztonsági és a környezetvédelmi követelményeknek. Nagy részüket különösen a nyugati országokban már véglegesen leállították, de néhány elsősorban Oroszországban és néhány volt szocialista országban még ma is üzemben van [6,7]. Ide tartoznak a VVER-440 típus korai változatai (VVER-440/V-179 és V-230) és az első RBMK blokkok (összesen 15 atomerőművi blokk) [7,8]. Az Európai Unió, ill. annak néhány tagországa meglehetősen erős nyomást gyakorol ezekre az országokra, hogy a fenti atomerőművi blokkokat véglegesen állítsák le. b) Második generációs atomerőművek A második generációs atomerőművek nagyrészt az első generációs atomerőművek továbbfejlesztéseként jöttek létre. A továbbfejlesztés eredményeként gazdaságosabbá,

8 biztonságosabbá és megbízhatóbbakká váltak, így megfelelnek a magnövelt biztonsági és környezetvédelmi követelményeknek. Az 1970-es években kezdték el építeni őket nagy kereskedelmi atomerőművek formájában különböző országokban. Több mint 87%-uk LWR (PWR, ill. VVER és BWR) típusú atomreaktorral épült, amint azt a 2. táblázat mutatja a 2000. évre vonatkoztatva [9]. A táblázatban szereplő atomerőművek között van néhány első és néhány harmadik generációs atomerőmű, de nagy részük (több, mint 90%-uk) a második generációs csoportba tartozik. Ebbe a csoportba tartoznak a paksi atomerőmű blokkjai is. 2. táblázat. A 2000-ben üzemelt kereskedelmi atomerőművek típus szerinti megoszlása [9] Fő alkalmazó országok Száma Bruttó telje-sít mény, GWe PWR, ill. VVER USA, Fr.O., 252 235 BWR USA, Japán, 93 Reaktortípus Hűtő-kö zeg Mode-r átor Dúsított UO2 H2O H2O 83 Dúsított UO2 H2O H2O Japán, Orosz-ország Svédország Üzemanyag PHWR Kanada 33 18 Term. UO2 D2O D2O Magnox és AGR Egyesült Királyság 34 13 Term. UO2, ill. dúsított UO2 CO2 Grafit RBMK Oroszország 14 14 Dúsított UO2 H2O Grafit FBR Japán, Fr.O., 4 1,3 PuO2 és UO2 Folyé-k ony Na Nincs 5 0,2 435 364 Oroszország Egyéb Összesen Oroszország, Japán c) Harmadik generációs atomerőművek A harmadik generációs atomerőművek a második generációs atomerőművek szisztematikus továbbfejlesztésének eredményeként születettek meg. Nevezik ezért őket evolúciós atomerőműveknek is. Az első kettő Japánban került üzembe a 90-es évek második felében, a többinek nagy része építési fázisban vagy rendelésre kész állapotban van. A fejlesztési munka ma is tart. Valószínű, hogy a következő egy-két évtizedben szinte kizárólag ilyen atomerőművek épülnek a világon, bár ez nem feltétlenül jelent sok létesítményt a világ atomerőmű-kapacitásának jelenlegi növekedési üteme mellett. A harmadik generációs reaktorok legfontosabb sajátosságai a következők [6]:

9 szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors engedélyezési eljárást, alacsony fajlagos beruházási költséget (konkrét feltételektől függően általában 1000-1800 USD/kWe) és rövid (4 év) építési időt eredményez; egyszerűbb és robusztusabb kialakítás, mint az eddig épített atomreaktoroké, ami kevésbé sebezhetővé teszi az üzemi rendellenességekkel szemben; a belső (inherens) biztonság és a passzív védelmi tulajdonságok minél teljesebbé tétele; magasabb rendelkezésre állás és hosszabb tipikusan 60 év üzemi élettartam; a zónaolvadásos balesetek kisebb (~10 6 reaktorévenként) valószínűsége; minimális környezeti hatás; magasabb kiégetési szint, ami hatékonyabb üzemanyag-felhasználást eredményez és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezésére vezet; kiégő abszorbensek (kiégő mérgek) alkalmazása, ami az üzemanyag-élettartam növekedését eredményezi; mindezek eredményeként az eddigieknél is olcsóbb és biztonságosabb villamosenergia-termelés lehetősége. A harmadik generációs atomreaktorok nagy része az LWR (PWR, ill. VVER és BWR) típusba tartozik, de vannak továbbfejlesztett CANDU és gázhűtésű reaktorok is. Az USA-ban több harmadik generációs reaktortípus van teljesen kifejlesztett állapotban. Az USA rövid távú alkalmazási (U.S. Near-Term Deployment NTD) opcióinak listája a következő [10]: ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), AP1000 (Advanced Pressurized Water Reactor 1000), ESBWR (European Simplified Boiling Water Reactor), GT-MHR (Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor), PBMR (Pebble Bed Modular Reactor), SWR-1000 (Siedewasser Reactor-1000). Az USA Energiaügyi Minisztériuma (U.S. DOE) 2002. februárjában bejelentette a Nuclear Power 2010 direktívát, amely az új atomerőművek következő tíz évben történő USA-beli rendszerbe állítására fókuszál [10]. A fenti típusok közül két ABWR a 90-es évek második fele óta van üzemben Japánban, és továbbiak vannak építés alatt. A negyedik generációs atomerőművek fejlesztésére irányuló menetrend (Generation IV roadmap) amelyről a következő pontokban részletesebben is lesz szó nemzetközi szinten az előzőeken túl más tervezeteket is identifikált rövid távon történő rendszerbe állításra. Eme harmadik generációs típusok, illetve azok egy várhatóan a 2010 után épülő része már átmenetet képeznek a negyedik generációs atomerőművekhez (ezek az ún. Generation III+ atomerőművek). 2015-ig történő rendszerbe állításuk érdekében jelentős ipari támogatást irányoztak elő. Nagy részük a továbbfejlesztett könnyűvizes típusba (Advanced Light Water Reactors ALWRs) tartozik. 16 olyan tervezetet találtak, amelyek valószínűleg 2015 előtt rendszerbe állíthatók. Ezek a következők [10]: Továbbfejlesztett BWR-ek: ABWR II (Advanced BWR II), ESBWR (European Simplified BWR), HC-BWR (High Conversion BWR), SWR-1000 (Siedewasser Reactor-1000). Továbbfejlesztett nyomott csöves reaktor: AR-700 (Advanced CANDU Reactor 700) Továbbfejlesztett PWR-ek: AP 600 (Advanced PWR 600), AP1000 (Advanced PWR 1000), APR 1400 (Advanced Power Reactor 1400), APWR+ (Advanced PWR Plus), EPR (European PWR).

10 Integrált primer rendszerű reaktorok: CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares), IMR (International Modular Reactor), IRIS (International Reactor Innovative and Secure), SMART (System-Integrated Modular Advanced Reactor). Moduláris magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktorok: GT-MHR (Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor), PBMR (Pebble Bed Modular Reactor). 3. táblázat. A harmadik generációs atomreaktorok néhány fontos adata [6, 11] Reaktor 60 60 60 60 4 4 3 3 Fajl. beruh. ktg. USD/kWe 1700 1000 1000-1200 12-24 <10 5 60 5 2010-202 0 2008 24 18-24 18-24 <10 6 <10 6 60 60 3 4 UO2 MOX PHWR HTR 600 450 900-130 0 730 165 UO2 UC lásd.(9) 3 1000 1000 HTR 285 (U, Pu)C (U+Pu) nitrid 18 lásd(9) <1000 2006,201 0 Típus Vill. telj., MWe Üzem-a nyag ABWR System 80+ AP-600 AP-1000(3) BWR PWR PWR PWR IRIS(7) PWR EPR(3) PWR SWR-1000(3) BWR SBWR ESBWR BWR 90+(3) VVER-1000/ V392(4) VVER-91(3,5) VVER-1500(6) VVER-640/ V-407 VPBER-600(7) CANDU-3 CANDU-9 BWR BWR BWR PWR UO2 MOX(1) UO2 UO2 v. MOX 335 UO2 v. MOX 1500-17 MOX 50 1000-12 90 600 UO2 1390 UO2 1500 1000 PWR PWR PWR 1000 1500 640 PWR PHWR PHWR ACR-700(8) PBMR GT-MHR BREST(10) FBR 1356 1345 600 1100 300-.. Kam-pá ny-hoss z, hónap 18-24 18-24 18-24 18-24 Zónaolv. valószínűsége/reak-t or.év <10 6 <10 6 <5 10-7 48 (1) (7) (2) (8) Kevert UO2 és PuO2 Nincs adat (3) Részt vett a finnországi 5. atomerőmű-tenderén (4) Novovoronyezsi beépítésre tervezik (5) Két blokk építés alatt Kínában (6) Leningrádi és a kurszki a.er.blokkok cseréjére tervezik Élet-ta Építési rtam, idő, év év Első üzembe állás éve 1998 Reaktortartályban elhelyezett gőzfejlesztővel Nehézvíz-moderátoros könnyűvíz hűtésű (9) A reaktor olvadása kizárható (10) Ólomhűtésű gyorsreaktor szuperkritikus gőzfejlesztővel

11 A fenti típusok nagy része további K+F tevékenységet igényel a megvalósítás érdekében. E kutatási, fejlesztési munka egyben a negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését is szolgálja. Az Oroszországban kifejlesztett, illetve kifejlesztés alatt álló harmadik generációs reaktorok: továbbfejlesztett VVER-1000 (V392 jelű reaktor), VVER-91, VVER-1500, V-407 típusjelű VVER-640. A felsorolt típusok egy része már építés alatt áll. Pl. Finnország már említett EPR típusú, 1600 MWe teljesítőképességű ötödik atomerőműblokkját 2004-ben kezdték építeni. A felsorolt harmadik generációs atomerőművek nagy részének néhány fontos adatát a 3. táblázatban foglaltuk össze [6,11].

12 2. Szóba jöhető üzemanyagciklusok Az 1.2. pontban láttuk, hogy a teljes üzemanyagciklust megvalósító atomenergia-rendszer igen sok komponensből áll, amelyeknek egyike az atomerőmű. Az atomerőmű típusa és konkrét felépítése szoros kapcsolatban van a rendszer által megvalósított üzemanyagciklussal. Éppen ezért az atomerőmű fejlesztése nem választható el az üzemanyagciklus típusától és az azt realizáló atomenergia-rendszer valamennyi többi elemének fejlesztésétől. Emiatt röviden foglalkozunk a lehetséges üzemanyagciklusok fő jellemvonásaival [10,12,13]. a) Nyitott üzemanyagciklus esetében a kiégett üzemanyagot nem dolgozzák fel újra, hasznos komponenseit nem keringetik vissza a rendszerbe. Ebben az esetben a kiégett üzemanyagot radioaktív hulladéknak tekintik és bizonyos időtartamú pihentetés, valamint kondicionálás után végleges geológiai tárolóba helyezik el. A kiégett üzemanyag a reaktortípustól függően a reaktorba helyezett friss üzemanyag urántartalmának 96-98%-át, valamint plutóniumot és más transzuránokat tartalmaz, azaz alapvetően energetikailag hasznos anyagokból áll. Figyelembe véve az izotópdúsítás során keletkezett dúsítási maradék (szegényített urán) hatalmas mennyiségét is, ez azt jelenti, hogy nyitott üzemanyagciklus esetében a természetes uránnak csak, mintegy 0,6-1%-át hasznosítjuk energetikailag. Ez a nyitott üzemanyagciklus fő hátránya. Ilyen feltételek mellett a Föld jelenlegi biztos uránkészlete az atomerőművi kapacitás növekedése nélkül is mintegy 50 év alatt elfogyna, azaz nyitott üzemanyagciklus esetében 50 évnél hosszabb távon az uránforrások korlátozottsága válhat az atomenergetika korlátozó tényezőjévé [10, 12, 14]. Másik hátránya e rendszernek a nagy aktivitású hulladék (alapvetően a kiégett üzemanyag) nagy mennyisége, ami nagy tárolási kapacitást és nagy tárolási költséget igényel. A vonatkozó vizsgálatok azt mutatják, hogy a nyitott üzemanyagciklusú atomenergetika lényeges szerepének egyik döntő korlátozó tényezője éppen a világviszonylatban rendelkezésre álló tárolókapacitás korlátozott rendelkezésre állása lehet [10]. Ugyanakkor a kiégett üzemanyag reprocesszálásának és a plutóniumot is tartalmazó MOX üzemanyag gyártásának elmaradása a költségeket jelentősen csökkenti. Az egymással szembeható tényezők végül is azt eredményezik, hogy az atomenergetikán belül a nyitott üzemanyagciklust megvalósító atomenergia-rendszerben lehet legolcsóbban energiát termelni. Általában a rendszer előnyének tartják, hogy ebben az esetben lehet leginkább elkerülni a hasadóanyagok illetéktelen kezekbe kerülését, bár a kiégett üzemanyag-tárolót plutóniumraktárnak tekintve ezzel ellentétes vélemények is ismertek. Ma a legtöbb ország atomenergia-rendszere nyitott üzemanyagciklust valósít meg. b) Zárt üzemanyagciklus esetében a kiégett üzemanyag energetikailag hasznos komponenseit reprocesszáló műben visszanyerik és MOX üzemanyagba építve visszatáplálják az atomreaktorokba. Az üzemanyag és ezen keresztül a természetes urán energetikai hasznosítási hatásfoka ezáltal megnő. A ma üzemelő termikus reaktorok esetében e növekedés mintegy 30-60%, ami nem jelentéktelen, bár igazi áttörést nem jelent, hiszen a hasznosítási hatásfok még így is csak 0,8-1,5%. Előzőek eredményeként csökken a kibányászandó urán mennyisége, az izotópdúsítási igény és a végleges tárolóba helyezendő nagy aktivitású hulladék mennyisége. A plutónium rendszerbe történő visszakeringetése csökkenti annak illetéktelen kezekbe kerülésének lehetőségét. Ezek e rendszernek a fő előnyei. Ugyanakkor a reprocesszálás igen drága művelet és a MOX üzemanyagú fűtőelemek gyártása is sokkal többe

13 kerül, mint az urán üzemanyagúaké. Mindezek együttes hatása az, hogy a zárt üzemanyagciklus alkalmazása különösen a természetes urán mai alacsony árai mellett drágábbá teszi a villamosenergia-termelést. Ez a helyzet akkor változhat meg, ha a természetes urán ára jelentősen megnő. Jelenleg több olyan ország van (pl. Franciaország, Oroszország, Japán), amelyekben a kiégett üzemanyag reprocesszálása és a MOX üzemanyagú fűtőelemek gyártása és alkalmazása ipari méreteket ért el, azaz az ismertetett zárt üzemanyagciklus megvalósul. Ha a zárt üzemanyagciklus kizárólag gyorsreaktorok alkalmazásával valósul meg, akkor a nukleáris üzemanyagok hasznosítási hatásfoka egy-két nagyságrenddel nőhet. A gyorsreaktoros atomerőművek fajlagos beruházási költsége azonban sokkal magasabb, mint a termikus reaktorral építetteké, ezért az ilyen rendszer nagyon megdrágítja a villamos energia termelését és a gyorsreaktorok fejlesztése sem fejeződött még be. c) Hulladék-recirkulációs zárt üzemanyagciklusú atomerőmű-rendszer. A kiégett üzemanyag, illetve reprocesszálás esetében a keletkezett nagy aktivitású hulladék a plutónium recirkulációja esetében is igen sok nagyon hosszú felezési idejű radioizotópot tartalmaz, amelyeknek kívánt szintre történő lebomlásához több százezer-egy millió évre van szükség. E hulladék kezelése és végleges elhelyezése az atomenergetika egyik kulcskérdése, aminek megfelelő megoldása alapvetően befolyásolja a lakossági elfogadást és az atomenergetika jövőjét. E probléma teljesen újszerű megoldásának látszik a szóban forgó hosszú életű radioizotópok átalakítása (transzmutálása) rövidebb felezési idejű, illetve stabil izotópokká. A transzmutáció erre optimalizált atomreaktorban vagy gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerben valósítható meg. Ehhez e hosszú életű izotópokat le kell választani (partitioning), majd be kell táplálni az említett nukleáris berendezésekbe. Ez az ún. P&T (partitioning and transmutation) technológia. Utóbbiakból következik, hogy e recirkuláció csak zárt üzemanyagciklusú atomenergia-rendszerben lehetséges. A transzmutáció a nagy aktivitású radioaktív hulladék mennyiségét is csökkenti. A P&T technológia és annak eszközei ma még kutatási, fejlesztési stádiumban vannak, melyekről a következőkben részletesen lesz szó. d) Szimbiotikus atomerőmű-rendszer. Ez a rendszer amely természeténél fogva csak zárt üzemanyagciklusú lehet termikus és gyorsreaktorok együttélését jelenti. Két fokozata lehetséges. Egyik a részleges szimbiotikus atomerőmű-rendszer [10,13], amelyben a termikus reaktorokban termelt plutóniumot gyorsreaktorokban égetik ki, és ezáltal csökkentik a rendszer aktinidakészletét. A termikus és gyorsreaktorok ilyen kombinációjának fő előnye ez utóbbi lehetőség. Hátránya, hogy mivel a termikus reaktorokba kizárólag uránt tartalmazó friss üzemanyagot táplálnak a rendszer a gyorsreaktorok jelenléte ellenére is csak viszonylag mérsékelten javítja a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítási hatásfokát. A másik fokozat az egyensúlyi szimbiotikus atomerőmű-rendszer vagy egyszerűen szimbiotikus atomerőmű-rendszer [12], amelyben a termikus és gyorsreaktorok olyan egyensúlyi kombinációja valósul meg, amelynek eredményeként a gyorsreaktorok többlet plutóniumtermelése éppen fedezi a termikus reaktorok hasadóanyag-deficitjét. Egy ilyen rendszerben szemben az összes többi atomenergia-rendszerrel egyáltalán nincs szükség izotópdúsításra, sőt a korábbi években felhalmozódott szegényített urán és kiégett üzemanyag is hasznosíthatóvá válik. Ez a rendszer képes a nukleáris üzemanyagkészleteket legmagasabb hatásfokkal hasznosítani, mégpedig a csak gyorsreaktorokat tartalmazó rendszernél alacsonyabb költségek mellett. Mindkét fajta szimbiotikus atomerőmű-rendszer megvalósítható

14 nemzetközi, illetve regionális keretek között is, amelyben a hasadóanyagok illetéktelen kezekbe kerülésének elkerülésével (proliferációállósággal) kapcsolatos követelmény is kielégíthető [12]. e) Hulladékrecirkulációs szimbiotikus atomenergia-rendszer (vagy más szóval: kétszeresen zárt egyensúlyi vegyes atomenergia-rendszer) [14,15]. Ez a rendszer a c) és a d) alatti rendszerek kombinációjának tekinthető. Egyidejűleg megoldja a nukleáris üzemanyagkészletek nagyon jó hatásfokú hasznosítását ezzel szolgálva a fenntarthatósági követelményt és a radioaktív hulladék kezelésével és végleges elhelyezésével kapcsolatos kulcsproblémát. Ennek érdekében a rendszernek legalább három különböző típusú atomerőművet (termikus, gyors és transzmutáló reaktor) kell tartalmaznia megfelelő arányban. A rendszer felépítése a jövő feladata lehet, beleértve a megfelelő nukleáris berendezések kifejlesztését is. A részleges és az egyensúlyi szimbiotikus atomenergia-rendszer egymástól eltérő felépítésű gyorsreaktorok alkalmazását igényli. Az elsőben olyan gyorsreaktorokra van szükség, amelyeknek tenyésztési tényezője nem nagyobb 1-nél, az utóbbiban pedig olyanokra, amelyeknél a műszakilag és gazdaságilag elérhető legnagyobb tenyésztési tényezőjű gyorsreaktorokra kell törekedni.

15 3. Alapelvek a jövő atomenergia-rendszereinek kiépítéséhez Az 1.3.c. pontban láttuk, hogy a harmadik generációs atomerőművek egy része kb. 2015-ig ér el olyan fejlettségi szintet, hogy rendszerbe állítható legyen. Emiatt valószínű, hogy a következő 20-30 évben alapvetően harmadik generációs atomerőművek épülnek az egész világon. Bár ezeknek a nukleáris létesítményeknek egy része közvetlen átmenetnek tekinthető a negyedik generációs atomerőművekhez, ez utóbbiak első változatainak rendszerbe állítása csak 2020-2030 után várható. Szemben a harmadik generációs atomerőművekkel amelyek a második generációs atomerőművek bázisán, azok szisztematikus javításával, illetve továbbfejlesztésével jöttek, illetve jönnek létre a negyedik generációs vagy innovatív atomerőműveket számos teljesen új vagy megváltozott alapelvet, termelési célt és biztonsági követelményt kitűzve, az eddigiektől alapjaiban eltérő megoldásokat alkalmazva, a teljes üzemanyagciklus átalakításával, illetve korszerűsítésével együtt fejlesztik ki. Az új, illetve megváltozott alapelvek, termelési célok és követelmények a következők: fenntarthatóság, gazdasági versenyképesség, biztonság és megbízhatóság, radioaktívhulladék-kezelés, proliferációállóság, nemzetköziség és globalitás. 3.1. Fenntarthatóság A fenntartható fejlődést korszerű felfogásban három szempontból vizsgáljuk. Ezek: gazdaság, környezet, társadalom. A klasszikus definíció és annak kiterjedt értelmezése szerint a fenntartható fejlődés feltétele, hogy a jelen nemzedék szempontjai mellett, azokkal egyenrangú módon, figyelembe vegyük a jövő nemzedékeinek szempontjait is, ami a korábbiakhoz képest lényegesen nagyobb felelősséget ró az emberiségre, s különösen a döntéshozókra. Az atomenergia tekintetében a fenntarthatóság megköveteli az energia és egyéb anyagforrások megőrzését és a környezet védelmét, azaz a jövő nemzedékek képességének megőrzését arra, hogy ki tudják elégíteni saját szükségleteiket anélkül, hogy indokolatlan terheket rónánk rájuk [1,10,13,16-19]. Ehhez ki kell elégítenie a tiszta környezet (levegő, víz, talaj) követelményeit, elő kell segítenie az atomenergia-rendszerek hosszú távú rendelkezésre állását, a nukleáris üzemanyag (urán, tórium) készletek hatékony hasznosítását az egész világ javára, minimalizálnia kell a radioaktív hulladékok radiotoxicitását és lebomlási idejét, és segítenie kell az energiatermelés más forrásai által okozott környezeti terhelés enyhítését [1,10,16,17]. A felsorolt alapelvek és követelmények egy részét már a mai és különösen a harmadik generációs atomerőművek is kielégítik, de a jövő azaz a negyedik generációs atomerőműveknek teljességre kell törekedniük e tekintetben. A nukleáris üzemanyagkészletek hatékony energetikai hasznosítását a mai atomerőművek (termikus reaktorok) és atomenergia-rendszerek (nyitott, illetve csak részben zárt üzemanyagcikluson alapuló rendszerek) csak nagyon alacsony szinten valósítják meg (l. 2.a. és 2.b. pontokat). Ezek felhasználásával a ma ismert uránkészletek a világ mai atomerőművi kapacitása mellett is kb. 50 év alatt kimerülnének. A jobb hatásfokú hasznosítás ami, ha az atomenergiának hosszú távon is szerepet kívánunk szánni, elengedhetetlen megköveteli az üzemanyagciklus teljes zárását, s még inkább a szimbiotikus atomenergia-rendszer (l. 2.d. pont) fokozatos kiépítését. Ehhez teljesen új atomerőmű-típusokat és üzemanyagciklus-berendezéseket kell kifejleszteni és rendszerbe állítani.

16 A mai atomenergia-rendszerben radiotoxicitásban kifejezve nagy mennyiségű nagy aktivitású radioaktív hulladék keletkezik, aminek mai elképzelések szerinti (transzmutáció nélküli) végleges elhelyezése mellett a radiotoxicitás csak igen hosszú idő (több százezer-egy millió év) alatt bomlik le a kívánt szintre. Ez az atomenergetika lakosság általi elfogadását is alapvetően maghatározza. Valószínűleg jelentősen javítja az atomenergia pozícióját, ha ezt a kérdést a lakosság számára is meggyőző módon sikerül megoldani a hosszú életű hasadási termékek és a transzurán izotópok (plutónium és másodlagos aktinidák) rövidebb életű, vagy stabil izotópokká történő átalakítása (transzmutálása) révén. Ehhez a hulladék-recirkulációs atomenergia-rendszerek (l. 2.c. és 2.e. pontokat) kiépítésén keresztül vezet az út, ami új eljárások és berendezések (transzmutáló berendezések és izotópleválasztási eljárások és eszközök) kifejlesztését igényli. Egyre többen azon a véleményen vannak világszerte, hogy az olajszármazékokat felhasználó közlekedés általi környezetszennyezés elleni leghatékonyabb megoldás a hidrogén motorhajtóanyagként történő felhasználása. A világ hidrogénfogyasztása jelenleg mintegy 50 millió tonna évenként, de a termelési kapacitás felfutási üteme 10%/év [20]. E növekedést ugrásszerűvé teheti az üzemanyagcella-technika napjainkban megfigyelhető fejlődése [18]. Ma gyakorlatilag az összes hidrogént földgázból állítják elő, melynek mellékterméke az egyik üvegházhatású gáz, nevezetesen a CO2. A környezetvédelmi célokkal a CO2 keletkezése nem fér össze. Ezért valószínűsíthető, hogy a jövőben a hidrogént alapvetően nem földgázból, hanem vízből kell előállítani, amelynek mellékterméke az oxigén. A vízbontás megvalósítható elektrolízis és termokémiai folyamat révén. Az elektrolízis villamos energiát igényel, mely bármilyen erőműben előállítható, azaz az eljárás semleges a primerenergia-hordozóval szemben. Környezetvédelmi szempontból azonban nem lenne logikus, hogy a CO2-kibocsátás csökkentése érdekében alkalmazandó hidrogént CO2-t kibocsátó fosszilis üzemanyagú erőműben állítsák elő. Elfogadhatóbb ehhez vagy megújuló energiaforrás felhasználásával nyert, vagy atomerőműben termelt villamos energiát alkalmazni [22]. A ma létező hidrogén-előállító termokémiai folyamatok magas hőmérsékletű (>700-1000 C) hőforrást igényelnek [10,11,16-21]. Az atomenergia e célra történő felhasználása magas hőmérsékletű atomreaktorok kifejlesztését és rendszerbe állítását igényli. A vonatkozó vizsgálatok szerint gazdasági cél az 1,5 euró/kgh2 alatti termelési költség elérése, amire atomenergia felhasználásával nagyobb esély van, mint a megújuló energiaforrások pl. szélenergia alkalmazásával [21]. Ahhoz, hogy a fenti célokat és követelményeket kielégítő atomenergia a jövőben gyakorlatilag is rendelkezésre álljon, az atomenergetikát folyamatosan nyitott opciónak kell tekinteni. Ez folyamatos K+F tevékenységet és ehhez fiatal és idősebb kutatók, szakemberek folyamatos bevonását igényli, ami egyben a nukleáris kompetencia megőrzésének fő garanciája is. E kompetencia megőrzése ugyancsak feltétele az atomenergetika fenntarthatóságának. 3.2. Gazdasági versenyképesség Az atomerőművek hagyományos rendeltetése villamosenergia-termelés. Az atomenergia egyéb energiahordozókkal szembeni versenyképességének elsődleges feltétele az atomerőműben termelt villamos energia egységköltségének elegendően alacsony volta. Ez a feltétel már ma is teljesül a legtöbb országban, különösen a magasabb kihasználási óraszámok tartományában. Emellett jelentős szerepe van eme egységköltség belső szerkezetének is. A mai atomerőművek jellemzője a többi erőműtípushoz különösen a gázhűtésű erőművekhez

17 képesti magas fajlagos beruházási költség és alacsony üzemanyagár (a termelt egységnyi villamos energiára vonatkoztatva). A magas létesítési költség hátrányos következménye, hogy ez korlátozó tényező lehet a beruházással szemben, adott esetben a megvalósítás gátjává válhat. Ugyanakkor a magas beruházási költség és az egységköltség alacsony (maximum 15-20%) fűtőelem- illetve az ennél is alacsonyabb (5-8%) üzemanyag-komponense az atomerőműben termelt villamos energia nagy árstabilitását és a biztonságos gazdasági előretervezhetőséget eredményezheti. Ezek a megállapítások azonban ebben a formában a jelenlegi műszaki-gazdasági környezetben (pl. drága monolitikus atomerőművek, általában hosszú építési idő, alacsony természetesurán-ár, nyitott vagy részlegesen zárt üzemanyagciklus) érvényes. E feltételek jövőbeli változása valószínűsíthető. Hogy az atomenergia hosszú távon is jelentős szerepet játsszon az energiatermelésen belül, gazdasági szempontból is alkalmazkodnia kell e változó feltételekhez (a nukleáris üzemanyagciklus változásaiból származó többletköltségek, az uránár esetleges növekedése stb.), s ki kell elégítenie a következő alapelveket [10,16,17]: Az innovatív atomenergia-rendszerekből származó energia egységköltségének figyelembe véve a teljes üzemanyagciklusnak tulajdonított összes költséget versenyképesnek kell maradnia a többi energiaforráséval. Az innovatív atomenergia-rendszernek vonzó befektetési piacnak kell lennie a beruházók számára az egyéb nagy tőkeberuházásokkal összehasonlítva. Ezeknek az alapelveknek a teljesítése érdekében a jövő atomenergia-rendszereire vonatkozó nemzeti és nemzetközi projektek a változó piaci igények jobb figyelembevételét, nevezetesen a következőket tartalmazzák [10, 16-18]: A jelenlegi atomerőművekkel szemben amelyeknek egyetlen hasznos terméke a villamos energia a jövő atomerőműveknek más termékek előállítását is meg kell célozniuk. Ilyenek: a már említett hidrogéntermelés, a hasonló igényeket támasztó, magas hőmérsékletű folyamathő előállítása, távfűtés, tengervíz-sótalanítás, kogenerációs energiatermelés stb. A különböző piaci igények kielégítésére alkalmas reaktortípusok, blokknagyságok megfelelően széles spektrumú rendelkezésre állása, ami figyelembe veszi, hogy vannak nagy villamosenergia-rendszerekkel, nagy infrastruktúrával rendelkező, és vannak kis esetleg elszigetelt energiaigényű, a szükséges infrastruktúrának csak egy részével rendelkező országok és régiók. A fajlagos beruházási költség és az építési idő csökkentése az atomerőmű-élettartam növelése, ill. az ehhez szükséges tipizálás, szabványosítás, modularitás, minőségbiztosítás, az engedélyező és a szabályozási hatósági rendszer magas fokának megvalósítása, amelyek együttesen kompenzálni képesek a teljes üzemanyagciklus, ill. fejlettebb üzemanyagciklusok bevezetéséből és az esetleges uránár-emelkedésből származó többletköltségeket vagy azok nagyobb részét. Ezek segíthetnek a beruházási bizalom megszerzésében, illetve megtartásában. 3.3. Nukleáris létesítmények biztonsága és megbízhatósága Az atomenergia egyik kulcskérdése a nukleáris berendezések köztük az atomerőművek biztonsága és megbízhatósága. E tekintetben már a második generációs atomerőművek is nagyon jók, a harmadik generációsok pedig még jobbak, ennek ellenére a biztonság és a megbízhatóság további folyamatos javítása a jövő nukleáris berendezések

18 kifejlesztésének alapvető prioritása. Ez egyben az atomenergia lakossági elfogadtatását is megkönnyíti. Az atomreaktorokra vonatkozó alapvető funkciók [17]: reaktivitásszabályozás, hőeltávolítás az aktív zónából, radioaktív anyagok kikerülésének korlátozása és sugárvédelem. Az üzemanyagciklus-berendezésekre vonatkozók pedig a következők: szubkritikusság és a kémiai folyamatok szabályozása, ill. ellenőrzése, bomláshő eltávolítása a radioaktív anyagokból, a radioaktivitás korlátozása és sugárvédelem. Annak érdekében, hogy az innovatív nukleáris rendszerek így az atomreaktorok is teljesítsék ezeket a funkciókat, különböző alapelveket, illetve követelményeket kell kielégíteniük [16, 17]: Alapvető biztonsági megközelítésként megvalósítják a továbbfejlesztett mélységi védelem elveit és a mélységi védelemben a védelem különböző szintjeinek függetlenségét. Megelőzik, illetve redukálják a berendezésekben lévő radioaktív és más veszélyes anyagok kibocsátását normál üzemi, leszerelési és baleseti körülmények között olyan szintig, hogy annak kockázata összevethető legyen a hasonló termékeket előállító ipari berendezésekével. Alapvető biztonsági megközelítésük részeként a korábbinál is nagyobb hangsúlyt fektetnek a belső (inherens) biztonsági jellemzők és a passzív biztonsági tulajdonságok megvalósítására. K+F és demonstrációs tevékenységgel elérik az összes erőműjellemző és a biztonsági elemzéshez használt kódok képességének olyan mélységű megismerését, amely alkalmas az innovációs rendszereknek a mai atomerőművekével azonos konfidencia szintű biztonsági elemzésére. Ehhez a biztonság determinisztikus megközelítése mellett az eddigiekhez képest is megnövelt jelentőségre tesznek szert a valószínűségi biztonsági elemzések (PSA), amelyek kiterjednek a zónaolvadási balesetek és a nagy mennyiségű radioaktívszennyeződés-kikerülés valószínűségének meghatározására. Az innovatív atomenergia-rendszerek fejlesztése holisztikus életciklus-analízisen alapul, ami figyelembe veszi az integrált üzemanyagciklus kockázatait és hatásait. A megfelelő biztonság és üzembiztosság megteremtése során figyelembe kell venni, hogy annak új kihívásoknak (magasabb hőmérséklet, nagyobb üzemanyag-kiégetés, nagyobb besugárzások stb.) kell megfelelnie. Ez nem csak technikai feladatot, hanem a magas színvonalú üzemeltetés humán feltételeinek magas szinten tartását is jelenti mind a normál üzemeltetés, mind a balesetkezelés területén [10]. 3.4. Radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése Az atomenergetika mások kulcskérdése a radioaktív hulladékok különösen a hosszú életű radioizotópokat is tartalmazó nagy aktivitású hulladék lakosság számára is meggyőző módon történő kezelése és végleges elhelyezése, ami az egész iparág jövőjét alapvetően befolyásolhatja. A kiégett üzemanyag (nyitott ciklusban), ill. a nagy aktivitású hulladékok (reprocesszálás alkalmazása esetén) végleges elhelyezésére a legtöbb ország ma a mélygeológiai tárolókat tartja legalkalmasabbnak. Kiégett üzemanyag esetében ezt sok ország visszanyerhető módon képzeli el, nyitva hagyva a reprocesszálásos opció (azaz a zárt üzemanyagciklus) későbbi alkalmazásának lehetőségét. A lakosság elég nagy százaléka azonban ezt a fenntartható fejlődés követelményeivel (különösen a jövő nemzedékek szempontjaival) ellentétes megoldásnak tartja, azaz nincs meggyőződve e megoldás megfelelősségével. Ez, valamint az

19 atomenergia remélt jövőbeni kiterjedt használata új megközelítések keresését követeli. A jövőbeni innovatív nukleáris rendszerek kifejlesztésére vonatkozó nemzetközi törekvések [10,16,17] új elképzeléseket irányoznak elő ezen a területen is, és megfogalmazzák azokat az alapelveket, amelyek figyelembevételével kell a megoldásokat keresni. A radioaktív hulladékokat az IAEA által definiált már ma is érvényes, a fenntarthatóság követelményeinek érvényesítését is biztosító, és ezért továbbra is alkalmazandónak javasolt alapelvek szerint oly módon kell kezelni és elhelyezni, hogy [16,17]: biztosítsa az emberi egészség védelmének elfogadható szintjét és a környezetvédelem elfogadható szintjét; biztosítsa, hogy az emberi egészségre és környezetre gyakorolt hatások a nemzeti határokon belüliek legyenek; a jövő generációk egészségére gyakorolt várható hatások ne legyenek nagyobbak a ma elfogadott releváns szinteknél; ne hárítson túl nagy terheket a jövő generációkra; a megfelelő nemzeti törvényes kereteken belül történjék, beleértve a független szabályozási funkciókkal kapcsolatos felelősségek egyértelmű megoszlását; a radioaktív hulladék keletkezését egy gyakorlati minimumon kell tartani; a radioaktív hulladék termelésében és kezelésében történő összes lépés közötti kölcsönös függések megfelelően figyelembe legyenek véve; a radioaktívhulladék-kezelő berendezések biztonsága garantált legyen az egész élettartam alatt. A ma alkalmazott, nyitott, illetve részben zárt üzemanyag-ciklusú atomenergia-rendszerek (l. 2. pont) alkalmazása mellett keletkezett nagy aktivitású hulladékok mennyisége olyan nagy különösen az atomenergetika jövőbeni remélt növekvő súlya esetében, hogy a tárolási kapacitás korlátozott volta a fejlődés gátjává válhat. Emiatt, valamint a fenti alapelvek maradéktalan teljesítése érdekében, a jövő innovatív nukleáris rendszereivel el kell érni a keletkezett radioaktív hulladék mennyiségének (radiotoxicitásának) minimalizálását és lebomlási idejének csökkentését, a 2. pontban már hivatkozott P&T technológia kifejlesztése és ipari szintű rendszerbe állítása révén [10,16-19]. Minthogy a transzurán izotópok (aktinidák és másodlagos aktinidák) transzmutációja annál hatékonyabb, minél keményebb neutronspektrumban történik az, a jövő innovatív atomerőművei között a gyorsreaktoroknak, ill. a gyorsítóval hajtott gyorsneutron-spektrumú szubkritikus rendszereknek is helyet kell kapniuk. Ez a környezetvédelmi követelmények mellett az urán és a transzuránok visszakeringetése révén a fenntartható fejlődés másik követelményének a nukleáris üzemanyagkészletek jó hatásfokú hasznosítása és így annak jövő generáció számára történő megőrzése teljesítését is segíti. 3.5. Proliferációállóság és fizikai védelem Fontos cél, ill. prioritás a hasadóanyagok illetéktelen kezekbe kerüléséből, s ezáltal az atomfegyverek elterjedéséből adódó kockázatnak a minimumra csökkentése és a nukleáris létesítmények fizikai védelme. Ezek fontos feltételei annak, hogy az atomenergiát olyan országok is alkalmazhassák, amelyek katonai megfontolásokból ma még ki vannak abból zárva. Több ország különösen az Egyesült Államok hatóságai szerint a második és a harmadik generációs atomerőművek nem zárják ki teljes egészében a hasadóanyag

20 illetéktelenek általi megszerzését. Előzőek miatt a jövő innovációs atomerőműveket és más nukleáris létesítményeket olyannak kell kifejleszteni, hogy kizárják e lehetőségeket, azaz proliferációállóak legyenek [10,16,17]. A 4.3. pontban részletezett INPRO szerint általánosságban a proliferációállósági eszközöknek, ill. jellemvonásoknak két típusa belső és külső eszközök, illetve jellemvonások különböztethető meg [17]. A belső eszközök, illetve jellemvonások az innovációs nukleáris rendszerek technikai természetéből adódnak, beleértve azokat, amelyek a külső eszközök alkalmazását könnyítik meg. A külső eszközök az atomenergia-rendszerekkel kapcsolatos állami döntésekre és kötelezettségekre vonatkoznak. A külső eszközök, illetve jellemvonások: (a) a nukleáris anyagok nukleáris fegyverkezési programban történő alkalmazhatóságának csökkentése a termelés, a felhasználás, a szállítás, a tárolás és a végleges elhelyezés láncolatában, beleértve olyan anyagjellemzők célszerű megválasztását, mint az összetétel, a kémiai forma, térfogat és tömeg, valamint sugárzási tulajdonságok; (b) megelőzni, illetve meggátolni a nukleáris anyag eltérítését, beleértve a nukleáris anyag korlátozott megközelíthetőségével rendelkező helyekre koncentrálását, továbbá a méret, a tömeg és a sugárzási tulajdonságok olyan megválasztását, ami azok detektálás nélküli mozgathatóságát nehezíti; (c) megelőzni, illetve meggátolni a közvetlenül felhasználható nukleáris anyagok be nem jelentett termelését, beleértve olyan reaktorok építésének megakadályozását, amelyek be nem jelentett céltárgyak besugárzására alkalmasak, továbbá olyan kis reaktivitástartalékú reaktorok építésének támogatását, amelyek jellegüknél fogva megelőzhetik a be nem jelentett céltárgyak besugárzását; (d) megkönnyíteni a nukleáris anyagok könyvelését és felülvizsgálatát, valamint az ezzel összefüggő adatok folyamatos megismerését. A külső eszközök kategóriái: (a) az államok elkötelezettségei, vállalásai és politikája (a vonatkozó szerződések aláírásával szentesítve), valamint az IAEA safequards egyezményei; (b) a nukleáris anyagok exportjára és importjára vonatkozó egyezmények; (c) kereskedelmi, jogi intézményi megegyezések, amelyek szabályozzák a nukleáris anyagokhoz való hozzáférhetőséget; (d) az IAEA rendelkezésére álló eszközök, valamint a regionális, bilaterális és nemzeti eszközök általi felülvizsgálatok; (e) jogi és intézményi lehetőségek az előzőekben definiált eszközök megsértésének felismerésére. A már hivatkozott INPRO megfogalmazta azokat az alapelveket, amelyek megkövetelik az innovatív nukleáris rendszerekben lévő nukleáris anyagokkal való visszaélés lehetőségeinek minimalizálását, a belső jellemzők és külső eszközök kiegyensúlyozott és optimális kombinációját, a belső sajátosságok fejlesztését és alkalmazását, továbbá a proliferációállóság felbecsülésének világos, dokumentált és tiszta módszereit. A proliferációállóság mellett fontos a nukleáris anyagok és nukleáris berendezések, illetve létesítmények fizikai védelme [10]. Általában a ma üzemelő és építés alatt álló atomerőműveket is úgy tervezték és építették (ill. építik), hogy védve legyenek a külső behatásokkal (pl. földrengéssel, árvízzel, tornádóval, repülőgép-rázuhanással, tűzzel) szemben. Sok védelmi sajátosságuk jelentősen csökkenti a külső és belső fenyegetések hatását. A negyedik generációs nukleáris rendszerekre, létesítményekre vonatkozó fejlesztési célok hangsúlyozzák a terrorista támadásokkal szembeni védelmet és ezen keresztül a lakossági bizalom megerősítésének szükségességét. Továbbfejlesztett rendszereket, eszközöket kell tervezni a terrorista tevékenységgel szembeni fizikai védelem javítására.

21 4. A jövő atomenergia-rendszereire vonatkozó elképzelések és programok Különösen az utóbbi években néhány multinacionális kezdeményezés vizsgálja az atomenergetika közép- és hosszú távú fejlesztésének kilátásait [16]. A harmadik generációs atomerőművek fejlesztése (l. 1.3.c. pont) részben már eme törekvés eredményének tekinthető. Hosszabb távra azonban ez nem elégséges. A három legfontosabb projekt a következő: (a) az 1997-ben elindított Michelangelo Network (Micanet) az atomenergia versenyképességének és fenntarthatóságának elősegítésére az Európai Unióban; (b) a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (IAEA) által 2001-ben elindított International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO) és (c) az USA által kezdeményezett Generation IV International Forum (GIF), amely 2000-ben kezdte el munkáját. Két, ezzel a kérdéskörrel foglalkozó főbb tanulmányt is ki kell emelni az utóbbi 2-3 év munkáiból. Az egyik az IAEA és az OECD International Energy Agency (OECD IEA) közös vizsgálata nyomán 2002-ben kibocsátott Innovative Nuclear Reactor Development Opportunities for International Cooperation c. tanulmány, a másik a Massachusetts Institute of Technology (MIT) által 2003-ban befejezett The Future of Nuclear Power című tanulmány. Mindkét anyag közös alapon az atomreaktorokat és az üzemanyagciklusokat tartalmazó innovatív nukleáris rendszereket vizsgálja, ugyanakkor bizonyos mértékben el is térnek egymástól, különösen az egyes kérdések fontosságának megítélésében [16]. A nukleáris üzemanyagciklusok és az azokon alapuló atomenergia-rendszerek rendszerszintű vizsgálatának hazai előzményei is vannak, aminek legteljesebb elemzése és összefoglalása az 1988-ban kiadott [12]-ben található. Ebben a fejezetben ezekről a kezdeményezésekről és tanulmányokról adunk rövid összefoglalást. 4.1. Meghatározó elemző tanulmányok 4.1.1. A BME NTI tanulmányai Az atomenergia-rendszerek és azok alapját képező nukleáris üzemanyagciklus rendszerszintű vizsgálata lényegében az 1960-as évek közepe táján, azaz kereken 40 évvel ezelőtt kezdődött a Budapesti Műszaki Egyetemen. A BME Nukleáris Technikai Intézetében (ill. annak jogelődjében) az évek során kialakult egy iskola, amely e kérdés vizsgálatát állította az érdeklődése középpontjába. Az eredményekről számos nemzetközi konferencia-előadáson és publikációban számoltak be [pl. 24-30]. E mintegy 20-25 éves munka összegezését adta az 1988-ban megjelent, s a 2.d. pontban már hivatkozott szakkönyv [12]. A szakkönyv által elemzett atomenergia-rendszerek, ill. üzemanyagciklusok: (a) csak termikus reaktorokat tartalmazó atomenergia-rendszer nyitott üzemanyagciklussal; (b) csak termikus reaktorokat tartalmazó atomenergia-rendszer zárt üzemanyagciklussal; (c) csak gyors tenyészreaktorokat tartalmazó atomenergia-rendszer zárt üzemanyagciklussal; (d) termikus és gyorsreaktorokat tartalmazó nem egyensúlyi vegyes atomenergia-rendszer zárt üzemanyagciklussal; (e) termikus és gyorsreaktorokat tartalmazó egyensúlyi vegyes atomenergia-rendszer az ún. szimbiotikus atomenergia-rendszer zárt üzemanyagciklussal. A szakkönyv részletesen foglalkozott a szimbiotikus atomenergia-rendszerhez vezető átmeneti szakasz kérdéseivel és a szimbiotikus atomenergia-rendszer nemzetközi, ill. regionális megoldásának lehetőségeivel és feltételeivel. A rendszereket elsősorban a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítási hatásfoka azaz a

22 hosszú távú fenntarthatóság, másodsorban a gazdaságosság, a radioaktív hulladékok keletkezése és elhelyezése, a nukleáris biztonság, valamint a proliferációállóság szempontjából vizsgálta. A vizsgálatba az akkor ismert atomerőmű típusokat vonta be, így nem foglalkozott a radioaktív hulladékok transzmutációjával, ill. az azt megvalósító nukleáris létesítményekkel. Ez utóbbi kivételével tehát a 3. fejezetben ismertetett valamennyi alapelvet figyelembe vette, bár nem teljesen a ma ismert hangsúlyokkal. A könyv legfontosabb megállapításai a következők: A csak termikus reaktorokat tartalmazó, nyitott üzemanyagciklusú atomenergia-rendszerben a természetesurán-készletek energetikai hasznosítási hatásfoka a reaktor típusától függően mintegy 0,6-1%, a reaktorban lekötött üzemanyag figyelembe-vételével pedig még kisebb, csak kb. 0,5-0,9%. A csak termikus reaktorokat tartalmazó, zárt üzemanyagciklusú atomenergia-rendszerben e hatásfok 30-60%-kal magasabb, azaz kb. 0,8-1,5%. A fenti hatásfokok mellett a Föld ismert természetesurán-készletei rövid idő az atomenergia-rendszer felfutási ütemétől függően 30-60 év alatt kimerülnének. A termikus és gyorsreaktorokat is tartalmazó, nem egyensúlyi üzemanyagcikluson alapuló atomenergia-rendszerben a fenti hasznosítási hatásfok néhányszorosára a rendszer összetételétől függően mintegy 1,5-4-szeresére, azaz 1,2-5%-ra nő. Ez a növekedés már elegendően nagy áttörést jelent, azonban egy nagy atomenergia-rendszer esetében még mindig a Föld uránkészleteinek gyors kimerülését eredményezi. A csak gyorsreaktorokat tartalmazó és a szimbiotikus atomenergia-rendszerben a természetes urán hasznosítási hatásfoka további legalább egy nagyságrenddel növelhető és az addig felhalmozódott szegényített urán (dúsítási maradék) is teljes egészében hasznosítható energetikailag. Ez azt eredményezi, hogy az ismert uránkészletek legalább több száz évre elégségesek, ami a hosszú távú fenntarthatóság követelményének kielégítését jelenti. A [12] arra a következtetésre jutott, hogy a termikus és gyorsreaktorokat tartalmazó (egyensúlyi) szimbiotikus atomenergia-rendszer a természetes urán hasznosítási hatásfoka szempontjából nem rosszabb, gazdaságilag pedig jobb, mint a csak gyorsreaktorokat tartalmazó rendszer. A szimbiotikus atomenergia-rendszer egyensúlyi feltételeinek eléréséhez még akkor is, ha az ehhez szükséges összes nukleáris berendezés teljesen kifejlesztett állapotban van hosszú időre, az atomenergia-rendszer kiinduló kapacitásától, a rendszer felfutási ütemétől, a már üzemelő atomerőművek élettartamától és a továbbra is csak termikus reaktorokkal kielégítendő fogyasztói igények részarányától függően 20-40 évre van szükség. A könyv arra a következtetésre jutott, hogy a magas hőmérsékletű reaktorok kifejlesztése és rendszerbe állítása révén az atomenergia felhasználása betörhet a távfűtő, a hőszolgáltató és a folyamathőt előállító erőművek közé, köztük felhasználható lesz (a víz elektrolízise vagy kémiai felbontása révén) hidrogén előállítására is. A könyv szerint ennek eléréséhez hosszú időre 30-50 évre lesz szükség, azaz, figyelembe véve a könyv megjelenésének időpontját, kb. 2020-2040 között várható e helyzet kialakulása.

23 A [26] és a [27], majd végül a [12] arra a következtetésre jutott, hogy a szimbiotikus atomenergia-rendszer csak nagy energiarendszerrel rendelkező országokban vagy nemzetközi szinten ill. regionálisan építhető ki. Javaslatot tesznek egy ilyen, nemzetközi szinten megvalósítandó szimbiotikus atomenergia-rendszerre, amelynek a visszaélés szempontjából veszélyes objektumait gyors tenyészreaktorokat, reprocesszáló műveket, Pu-U keverőüzemeket, MOX-fűtőelemgyárakat, valamint az ezeket összekötő útvonalakat néhány olyan országba koncentrálják, amelyek már eleve megnövelt felelősséggel rendelkeznek az atomenergetikával kapcsolatban, a többi általában az előbbieknél kisebb atomenergia-rendszerrel rendelkező országban pedig távlatilag is csak termikus reaktorral működő atomerőműveket célszerű telepíteni. Ezt ma úgy fejezzük ki, hogy a proliferációálló rendszert kell kialakítani. A hivatkozott publikációk felvetik annak lehetőségét, hogy a nagy aktivitású radioaktív hulladékok kezelése és véglege elhelyezése szintén nemzetközi összefogással, csak néhány kiválasztott megfelelő feltételekkel rendelkező országban történjék. E megoldás lehetősége az utóbbi években kezd gyökeret verni a szakemberek gondolkodásában és összhangban van a 3. fejezetben részletezett követelményekkel. 4.1.2. Az IAEA, az IEA és a NEA tanulmányai A három ügynökség (IAEA, IEA, NEA) közötti tanulmánya áttekinti, hogy néhány fejlesztési stádiumban lévő innovatív nukleáris technológia hogyan próbál válaszolni a nukleáris energiával kapcsolatos kihívásokra [16]. Kutatási, fejlesztési együttműködéseket javasolnak, amelyek megszüntetve a társaságok, kutatóintézetek, egyetemek és kormányzati szervezetek által végzett kutatások párhuzamosságát, időmegtakarításra és költségcsökkentésre vezethetnek. A tanulmány jellemző reaktortervezeteket tekint át annak megállapítására, hogy azok hogyan próbálnak eleget tenni a nukleáris energiával, kapcsolatos kihívásoknak és megvizsgálja ama technológiákat, amelyek kutatási együttműködés alapjai lehetnek. 12 tervezetet öt LWR-t, egy HWR-t, két LMFBR-et, egy gázhűtésű, egy sóolvadékos reaktort és további tervezetet vizsgál meg részletesen a lehetséges 36-ból. A tervezeteket a gazdasági versenyképesség (beleértve az üzemanyagciklus valamennyi költségét), a szigorított proliferációállóság és a nemzetközi safeguards végrehajthatósága, a radioaktívhulladék-kezelés javítása, a nukleáris üzemanyagforrások hasznosításának hatékonysága és az alkalmazási rugalmasság szempontjából értékelik. A tanulmány folyamatos közös erőfeszítéseket ösztönöz a különböző kezdeményezéseken (pl. GIF-en és az INPRO-n) keresztül és a tervezőknek a következőket javasolja: jobban hasznosítani az adott időpontig összegyűjtött tapasztalatokat; növelni a különböző reaktortípusokra vonatkozó elképzelések kölcsönös hasznosítását; hasznosíthatóbbakká tenni a más iparágakban kifejlesztett komponenseket és technológiákat; növelni az együttműködést a kutatásban és fejlesztésben. A tanulmány nem kísérli meg a vizsgált tervezetek értékelését az üzemanyagciklus szempontjából.

24 4.1.3. Az MIT tanulmánya Az MIT tanulmánya az üzemanyagciklus egészével foglalkozik [13,16]. A tanulmány megállapítja, hogy egy kiterjedő nukleárisenergia-ipar jövőjének kritikus tényezője az üzemanyagciklus megfelelő megválasztása, amely az atomenergetika mind a négy kulcs problémáját költségek, biztonság, proliferációkockázat és hulladékelhelyezés befolyásolja. Három különböző üzemanyagciklust vizsgál meg: Nyitott üzemanyagciklusban üzemelő hagyományos termikus reaktorok, amelyeknél a kibocsátott kiégett üzemanyagot közvetlenül eltemetik. Termikus reaktorokat tartalmazó zárt üzemanyagciklus. A jelenleg nyitott üzemanyagciklusban üzemelő termikus reaktorok és a gyorsreaktorok kiegyensúlyozott számát tartalmazó atomenergia-rendszer, amelyben a termikus reaktorokból kikerülő kiégett üzemanyagból leválasztott aktinidákat (plutóniumot és másodlagos aktinidákat) gyorsreaktorokban égetik ki. A gyorsreaktorokat, a reprocesszáló műveket és a fűtőelemgyártó üzemeket az ipari országokban lévő atomenergia-parkban tervezik elhelyezni (e megoldás részben egyezik a 4.1.1. pont szerinti elképzeléssel). A tanulmányban arra a következtetésre jutnak, hogy a nyitott üzemanyagciklusú atomenergia-rendszer előnyös a költségek, a proliferációállóság és az egész üzemanyagciklus biztonsága szempontjából és csak a hosszú távú hulladékelhelyezés tekintetében hátrányos. A másik két üzemanyagciklus szerintük csak a radioaktív hulladékok hosszú távú elhelyezése szempontjából előnyös egyértelműen, ugyanakkor hátrányos a költségek, a rövid távú hulladékelhelyezése, a proliferációkockázat és az üzemanyagciklus biztonsága szempontjából. Úgy gondolják, hogy az atomenergia jövőjét leginkább a költségek döntik el, és a zárt üzemanyagciklusú atomenergia-rendszereknek csak akkor lesz létjogosultságuk, ha a hulladékelhelyezés a rendszer növekedésével meghatározóvá válik és az uránkészletek fogyóban lesznek. Véleményük szerint ez legfeljebb a 21. század második felében vagy még inkább annál is később következhet be. A tanulmány arra ösztönzi az USA Energiaügyi Minisztériumát (US DOE-t), hogy vizsgálja felül az atomenergetikai K+F programját és tegyen erőfeszítéseket a nukleáris rendszeranalízisre, modellezésre és olyan alternatív nukleáris üzemanyagciklusok szimulációjára, amelyek választ adnak a négy kritikus kihívásra, továbbá állítsa le a továbbfejlesztett üzemanyagciklusok és reaktorok fejlesztését és demonstrációját egészen addig, amíg a nukleáris rendszeranalízis eredményei rendelkezésre nem állnak. A következőkben látni fogjuk, hogy az MIT fenti következtetései ellentétesek a GIF és az INPRO szerinti kezdeményezésekkel. Véleményünk szerint is az MIT nem súlyának megfelelően kezeli a fenntarthatóság követelményét és nem veszi tekintetbe, hogy a biztonság és a proliferációállóság követelményei az innovatív nukleáris rendszerekben is teljesíthetők. Egy, csak termikus reaktorokat tartalmazó nagy atomenergia-rendszerből kiindulva különösen hosszú (40-60 év) erőmű-élettartam és nem túl gyors rendszerfelfutás (<2-4%/év) esetében és feltételezve, hogy egy regionális rendszerben továbbra is kell termikus reaktoros atomerőműveket építeni a szimbiotikus atomerőmű-rendszer által megkövetelt arányú gyorsreaktor-kapacitás fokozatos eléréséhez még ha az összes szükséges nukleáris berendezés kifejlesztett állapotban van is a 4.1.1. pont egyik megállapítása szerint hosszú időre (esetleg mintegy 40 évre) van szükség. A negyedik generációs atomerőművek rendszerbe állítása az elképzelések szerint 2025-2030 táján kezdődhet. Ha ehhez hozzáadjuk a fenti 40

25 évet, a szimbiotikus atomenergia-rendszer teljes kiépítése legfeljebb 2060-2070-re tehető. Ez megfelel annak az időpontnak, amire az MIT tanulmány szerint is szükség lehet a nyitottól eltérő üzemanyagciklusú (pl. szimbiotikus) atomenergia-rendszerre. Mindez azt jelenti, hogy az MIT tanulmány szerzői nem vették figyelembe, hogy egy ilyen rendszer nem áll azonnal rendelkezésre, amint annak szükségessége időszerűvé válik, hanem 30-40 éves előretartással kell elkezdeni annak kiépítését és további 20-25 évvel korábban a K+F tevékenységet. A nukleáris kompetencia folyamatos fenntartása érdekében sem megengedhető a negyedik generációs nukleáris rendszerekkel kapcsolatos kutatási, fejlesztési tevékenység halogatása. Úgy véljük, hogy a nagy aktivitású hulladékok kezelésével és elhelyezésével kapcsolatos problémák is nagyobbak az MIT tanulmány készítői által feltételezetteknél. Azzal viszont egyetértünk, hogy az innovatív nukleáris rendszerek kifejlesztésére irányuló K+F tevékenység mellett (és nem helyett) komolyabban kell foglalkozni a nukleáris üzemanyagciklusok rendszerszintű vizsgálatával is. Összesítve: egy mindenre kiterjedő, kiegyensúlyozott kutató, fejlesztő tevékenységre van szükség a jövő nukleáris rendszereinek kifejlesztése céljából. 4.2. Michelangelo Network (Micanet) A Michelangelo Network-öt (a Micanet-et) 19 európai partner alapította 1997-ben a nukleáris ipar további rövid, közép és hosszú távú fejlesztése céljából, koncentrálva a biztonság növelésére, továbbá a villamos energián túl más termékek előállítására is alkalmas innovatív nukleáris rendszerek kifejlesztésére [16]. A cél egy közös európai nukleáris K+F stratégia megalapozása, különös tekintettel az európai atomerőművek 2015-ig történő kifejlesztésére. Fő feladatai: meghatározni a szükséges K+F tevékenység menetrendjét, megvitatni a nemzetközi trendeket, felvázolni a prioritások listáját és elkészíteni a további tevékenységre vonatkozó ajánlásokat. A munkák a negyedik keretprogram (FP4) alatt kezdődtek és a Micanet az FP5 keretében vált a jövő nukleáris rendszerekre koncentráló kutatási tevékenységgé. Az FP7 (2002-2006) témája a nukleáris energia átalakítására és felhasználására alkalmas korszerűbb és biztonságosabb eljárások fejlesztése, valamint az innovatív koncepciók lehetőségének kiértékelése. A Micanet partnerei az európai ipari vállalatok és az atomenergetikában érdekelt kutatási szervezetek. A jövőbeni atomreaktorokra vonatkozó legtöbb kutatás jelenleg a magas hőmérsékletű reaktorok (HTR-ek) fejlesztését érinti és kooperációt fejlesztenek ki a magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktor (HTGR) projekttel Japánban, Kínában és Dél-Afrikában. Európai társulást létesítettek a GIF-fel. Japánban a magas hőmérsékletű tesztreaktor (HTTR) és egy földgázt felhasználó gőzátalakító berendezés kombinált rendszere (HTTR/SR) lesz a világ első létesítménye a primer energiahordozóként nukleáris folyamathő felhasználásán alapuló, vízgőzbontásos hidrogéntermelés megvalósítására. A Kínában lévő HTR-10 a másik HTGR tesztreaktor, amit később egy folyamathő kezdeményezés forrásaként tanulmányoznak. A Micanet ugyanakkor alig foglalkozik az üzemanyagciklusokkal, hacsak a GIF-fel való együttműködés keretében nem kerül arra sor. 4.3. INPRO (IAEA) A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (IAEA) 2001-ben indította az International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO) munkáját. Ennek

26 előzményeként az IAEA 2000. évi Közgyűlésének határozata kezdeményezte az INPRO elindítását [16,17]. Abból a célból, hogy az atomenergia jelentős szerepet játsszon a globális energiaellátásban az előrelátható jövőben, az IAEA közgyűlési határozata értelmében innovatív megközelítésre van szükség a gazdasági versenyképesség, a biztonság, a radioaktív hulladék és a proliferáció körüli problémák megoldásában. Az INPRO még nem célzott meg semmilyen jellemző technológiát, de meghatározta azokat az alapelveket, amelyeknek figyelembevételével kell kifejleszteni és megvalósítani e technológiákat. A 3. fejezetben ismertetett alapelvek alapvetően ezeknek felelnek meg, ezért itt nem ismertetjük azokat. Az INPRO projekt hatóköre a várhatóan közeljövőben üzembe lépő atomreaktorokra és nukleáris üzemanyagciklus-berendezésekre terjed ki. 50 éves intervallumot vesz figyelembe a szükséges analízisek számára, ez alatt várhatóan a jelenlegi, az evolúciós (3. generációs) és az innovatív (4. generációs) rendszerek egy keveréke lesz, illetve kerül üzembe. 2001-2003-ban (az 1A. fázis keretében) az INPRO az alapelveket (BP Basic Principles), a felhasználói követelményeket (UR User Requirements) és kritériumokat állította össze a különféle koncepcióknak és megközelítéseknek különböző kulcskérdések gazdasági versenyképesség, biztonság, radioaktív hulladék, proliferáció, biztosítás, fizikai védelem és fenntarthatóság szempontjábóli összehasonlítására. E munka 2003. júniusában fejeződött be. 2003. júliusában kezdődött a következő fázis (1B. fázis), ami az INPRO módszertanának validálását tartalmazza a tagállamok által rendelkezésre bocsátott innovatív technológiák esettanulmányain és vizsgálatán keresztül. Ezt a vizsgálatot a tagállamok fogják elvégezni az 1A. fázis alatt felállított BP-k, UR-ek, kritériumok és módszerek alapján. Négy nemzeti esettanulmány készítése van folyamatban. Felhasználva az 1. fázisból származó eredményeket, a 2. fázis a rendelkezésre álló technológiákat és megvalósíthatóságokat keresi egy nemzetközi projekt indítására. Mivel a villamos energiára vonatkozó igény várhatóan főleg a fejlődő országokban növekszik, az INPRO keretében úgy gondolják, hogy különleges figyelmet kell szentelni eme országoknak. Azoknak az országoknak, amelyeknek csak kis számú atomerőműblokkra van szükségük, nem érdemes egy teljes képességű hazai ellátó struktúrát kifejleszteniük. Az INPRO szerint az atomenergia-rendszer egyes komponenseinek külön optimalizálása nem eredményez optimális teljes rendszert, azaz a különböző reaktortípusokat és egyéb komponenseket tartalmazó teljes üzemanyagciklus csak rendszerként optimalizálható. Ugyanilyen következtetésre vezettek a korábbi hazai kutatások is [12]. Ráadásul az üzemanyagciklusokra az életciklusok dinamikus kombinációja veendő figyelembe, hogy az atomenergia lehetőségének adekvát értékelését adhassa. Az ilyen dinamikus szcenáriók analízise nem alkalmazható elszigetelve az egyes országokon belül, hanem regionális és globális kontextusban kell azokat végezni. E tekintetben is ugyanilyen eredményeket hoztak saját korábbi vizsgálataink [12]. Az INPRO 2004-ig az IAEA tagállamok által nyújtott politikai, pénzügyi és technikai támogatástól függött, ettől kezdve hozzájárul ehhez az IAEA rendes költségvetése is. A részt vevő tagok eredetileg: Argentína, Brazília, Kanada, Kína, Németország, India, Dél-Korea, Oroszország, Spanyolország, Svájc, Hollandia és Törökország, valamint az Európai Bizottság. 2003 decemberében csatlakozott Bulgária, Indonézia, Pakisztán és Dél-Afrika. Az INPRO egy, az IAEA Department on Nuclear Energy által koordinált projekt. Közreműködik e koordinációban az IAEA valamennyi Department-je és Division-ja. Az INPRO-t a Steering Committee irányítja, melyben tagként részt vesznek az INPRO tagok

27 főtisztviselői, valamint az érdekelt IAEA tagországok és nemzetközi szervezetek, valamint az IAEA project management képviselői. A Steering Committee szükség szerint ülésezik (megközelítően évente kétszer), hogy gondoskodjon az általános vezetésről, tanácsot adjon a munkatervre és munkamódszerekre, továbbá áttekintse az elért eredményeket. Az INPRO tagországokból származó díjmentes szakértőkből álló International Co-ordinating Group koordinálja és hajtja végre a projektet a tagországok és nemzetközi szervezetek szakértőinek munkája alapján. Az IAEA tagállamok szakértőiből álló Technical Expert Group-ot az International Co-ordinating Group szükség szerint hívja össze a jellemző témák megvitatására. 4.4. Generation IV International Forum (GIF) A Generation IV International Forum (GIF) alapvetően az Egyesült Államok kezdeményezésére jött létre [10,16]. 1997-ben a President s Committee of Advisors on Science and Technology (PCAST) áttekintette a nemzeti kutatási K+F-et és felvázolt egy programot a 21. sz.-ban várható energia- és környezeti igények kielégítésének biztosításához. A dokumentum leszögezte egy életképes atomenergia opció fenntartásának fontosságát a jövőbeli energiaszükségletek kielégítésének elősegítésére, beleértve a nukleáris üzemanyaggal, a proliferációval, a gazdasági versenyképességgel és a biztonsággal összefüggő kérdések megoldását és az ezek által feltételezett K+F tevékenységet. Erre alapozva az USA Energiaügyi Minisztériuma (U.S. DOE) javasolta az Atomenergia Kutatási Kezdeményezést (NERI Nuclear Energy Research Initiative) a nukleáris energia USA-beli felhasználását befolyásoló műszaki, tudományos feladatok megoldására. 1998-ban az US DOE megalapította a független Nuclear Energy Research Advisory Committee-t (NERAC-ot) abból a célból, hogy tanácsokkal lássa el az Office of Nuclear Energy, Science and Technology (NE) titkárságát és igazgatóját. Az US DOE és a NERI együttműködése nyomán az NE kezdeményezte a GIF megalakítását olyan egy vagy több negyedik generációs nukleáris rendszer kifejlesztésére, ami növelheti az atomenergia-felhasználás lehetőségeit, a kutatási, fejlesztési együttműködés esélyeit és hatékonyságát, előnyöket kínálhat a gazdasági versenyképességben, a biztonságban és megbízhatóságban, a fenntarthatóságban és legkésőbb 2030-ig kereskedelmileg hasznosítható atomerőmű megalkotására vezethet. A GIF-et 2000-ben megalapító 9 alapító ország (Argentína, Brazília, Dél-Afrika, Dél-Korea, Franciaország, Japán, Kanada, Nagy Britannia és az USA), s a később csatlakozott Svájc 2000-ben kezdett, kb. két éves tanácskozása eredményeként megfogalmazták a fő fejlesztési célokat és kiválasztották (100-ból) azt a hat reaktortechnológiát, amikből elképzeléseik szerint 2010 és 2030 között a jövő atomenergetikája kialakul [10,16,19,32]. Ezeket ismertetjük kissé részletesebben az 5. fejezetben. A GIF alapító okiratát 2001-ben írta alá az alapító 10 ország [33]. Az okirat lerögzíti a GIF vízióját, a tevékenység tárgyát, az irányítási szerkezetet (Policy és Expert Group-ok), a döntések konszenzusos jellegét (beleértve az új tagok felvételével kapcsolatos döntéseket), valamint a más szervezetekkel való együttműködés formáit, illetve feltételeit. Az információkat ahol csak lehetséges nyitottnak tekintik mindenki számára [32]. A GIF valamennyi tanácskozásán megfigyelőként részt vesznek az Euratom, a NAÜ és az OECD NEA képviselői is. A Generation IV nukleáris rendszerekre vonatkozó célok: fenntarthatóság, gazdasági versenyképesség, biztonság és megbízhatóság, proliferációállóság és fizikai védelem, vagyis azonosak az INPRO-ban megfogalmazott célokkal és követelményekkel, amelyekről a 3. fejezetben írtunk kissé részletesebben. 2002-ig tíz ország 100 szakértőjének

28 bevonásával elkészítették a kiválasztott hat kutatási irányra vonatkozó menetrendet. Az Egyesült Államokban ezt kiegészítették egy korábbi rövid távú alkalmazási menetrenddel. A GIF szakmailag illetékes csoportja a nukleáris üzemanyagciklus négy fajtáját definiálta: nyitott, plutónium részleges recirkulációja, plutónium teljes recirkulációja, transzurán elemek teljes recirkulációja. Mindegyiküket 100 évre modellezték. A nyitott üzemanyagciklusról megállapították, hogy az hasznosítja legrosszabb hatásfokkal a nukleáris üzemanyagkészleteket és az termeli a legtöbb radioaktív hulladékot (ami azonban még mindig több nagyságrenddel kisebb, mint az egyéb villamosenergia-termelési módoknál). A zárt üzemanyagciklust alkalmazó rendszerek javítják az uránkészletek hasznosításának hatékonyságát és csökkentik a hulladéktárolás szükséges kapacitását, ugyanakkor a villamos energiát drágábban termelik. Tervbe veszik a különböző típusú atomreaktorok kombinálását is, nevezetesen a termikus és a gyorsreaktorokat egyaránt tartalmazó, 2.d. pontban hivatkozott részletes szimbiotikus atomerőmű-rendszer kiépítését is. A GIF irányítási sémáját a 2. ábra szemlélteti [19,32]. E szerint a legmagasabb rangú irányító testülete a Policy Group, melyben képviseltetik magukat a Tagállamok kormányai. Dönt a következő kérdésekben: GIF irányítása és megállapodásai; a GIF munkájában való részvétel (beleértve a nem tagok részvételét a munkában, K+F-ben); K+F stratégia, prioritások és módszertan; együttműködés harmadik felekkel (iparral stb.). A Policy Group jelenlegi amerikai elnöke, valamint egy-egy francia alelnöke által vezetett csoport 2-3-szor ülésezik évente. Az Expert Group a Policy Group tanácsadó testülete (K+F irányítás, stratégia, prioritások, kutatási tervek értékelése, minőségbiztosítási kérdések, módszertan kérdéseiben). A jelenleg megszervezés alatt álló Senior Industry Advisory Panel 12 rangidős nukleáris ipari képviselőből áll. Feladata tanácsot adni stratégiai kérdésekben. A munkát Műszaki, Tematikus és Módszertani Munkacsoportok segítik. Az ezideig megalapított két módszertani csoport közül az egyik a gazdasági modellezés, a másik a proliferációállóság és a fizikai védelem kérdéseivel foglalkozik. A System Steering Committee-k az egyes fejlesztési irányokhoz tartozó munkákat irányítják, illetve koordinálják (eddig négy irányhoz alapították meg konkrétan is a bizottságokat). A Projekt Management Board-ok egy vagy több rendszerhez hozzájáruló projekteket irányítják. Az egyes irányokhoz tartozó K+F munkák teljesítéséhez irányonként 600-1000 millió USD-t irányoznak elő. A jogi megállapodások tartalmazzák a szellemi tulajdonjogokra vonatkozó rendelkezéseket is. A Secretariat politikai igazgatóját az USA, műszaki igazgatóját Franciaország adja. A Technical Secretariat a NEA keretében lett megalapítva. A GIF tagállamok kötelezettségei: hozzájárulni az alapokhoz és díjmentes szakértőket biztosítani. A GIF által gondozott K+F tevékenységben nem GIF-tagok is részt vehetnek. A fentiekből megállapítható, hogy a GIF sikeresen túljutott a kezdeti tervezési és szervezési feladatokon, s valóban komolyan veendő nemzetközi kezdeményezéssé vált, amelyhez való csatlakozás megfontolásra érdemes.

2. ábra. A GIF irányítási sémája 29

30 5. A Generation IV fejlesztés irányai A 4.2-4.4. pontokban írtakból látható, hogy a három fontos nemzetközi kezdeményezés által megfogalmazott célok és feladatok között jelentős átfedések vannak. A GIF projekt van talán legjobban megalapozva és előkészítve, s gyakorlatilag majdnem teljesen lefedi a másik két kezdeményezést is. Emiatt jelen fejezetben a GIF által javasolt hat negyedik generációs atomerőmű fejlesztési elképzelést ismertetjük röviden. Figyelembe véve a 3. fejezetben ismertetett alapelveket és termelési célokat, a NERAC Subcommittee 2002. szeptemberben kibocsátotta a Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems című anyagot [16]. Bonyolult, sok lépcsős értékelési folyamat eredményeként, a GIF szervezet számos csoportját bevonva, azaz a GIF-fel koordinációban különböző helyekről kapott, közel 100 koncepcióból választották ki azt a hat fő reaktorfejlesztési irányt, valamint az azokat megalapozó üzemanyagciklus témacsoportokat, amelyek mentén tervezik a jövő atomenergetikáját megteremteni. Az ezekhez illeszkedő fejlesztési menetrendet a 3. ábrán mutatott szervezeti séma segítségével dolgozták ki [10]. A kiválasztott hat reaktorfejlesztési irány [10,16]: Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR Gas-Cooled Fast Reactor System): héliumhűtésű gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal. Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR Very-High-Temperature Reactor System): grafit moderátoros, héliumhűtésű reaktor nyitott üzemanyagciklussal. Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR Supercritical-Water-Cooled Reactor System): magas nyomású, és magas hőmérsékletű, vízhűtésű reaktor, ami a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel. Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR Sodium-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtésű reaktor és zárt üzemanyagciklus, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis uránium hasadóanyaggá alakítására. Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR Lead-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom/bizmut eutektikus folyékonyfém-hűtésű reaktor és zárt üzemanyagciklus, a fertilis uránium hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére. Sóolvadékos reaktor (MSR Molten Salt Reactor System): fissziós energiát termel cirkuláló olvadt só+üzemanyag keverékben egy epitermikus neutronspektrumú reaktor és teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus segítségével. A fenti fejlesztési irányok figyelembevételével a GIF Fuel Cycle Crosscut Group-ja a nukleáris üzemanyagciklus következő négy osztályát definiálta [10]: nyitott ciklus, plutónium részleges recirkulációja, teljes plutónium-recirkuláció, transzurán elemek teljes recirkulációja. Ezeknek az üzemanyagciklusoknak a kialakításához a reaktorfejlesztések mellett a GIF projekt reaktorközi, üzemanyagciklus fejlesztési irányokat és azokhoz kapcsolódó horizontális K+F programokat is tartalmaz. Optimális fejlesztési eredmények feltételezésével a fenti reaktorrendszerek kifejlesztett állapotba kerülését a következő időpontokra tervezik [10]: SFR 2015, VHTR 2020, GFR 2025, MSR 2025, SCWR 2025, LFR 2025. Ezek az időpontok feltételezik, hogy tekintélyes források fognak rendelkezésre állni a vonatkozó K+F tevékenység támogatására és kiterjedt nemzetközi összefogás alakul ki a célok elérése érdekében.

31 3. ábra. A GIF kidolgozási menetrendhez illeszkedő szervezeti séma Az előzőekben ismertetett negyedik generációs nukleáris rendszerek fejlesztési programja mellett a szelekciós folyamat teljessé tételéhez a GIF tagok kiválasztottak 16, lényegében a harmadik generációs rendszerekhez tartozó atomerőmű-fejlesztési irányt is (Generation III+), amelyek rövid távon (2015 előtt) megvalósíthatók, s tulajdonképpen átmenetet képeznek a negyedik generációs rendszerekhez. Ezekről az 1.3.c. pontban adtunk rövid áttekintést [10]. 5.1. Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) A GFR egy gyorsneutron-spektrumú, héliumhűtésű, zárt üzemanyagciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 C) [10,34]. A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. Az erőmű egyszerűsített sémáját a 4. ábra mutatja. A magas kilépő hőmérséklet folyamathő előállítására, így pl. hidrogéntermelésre is alkalmassá teszi az atomerőművet. A rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok szállítása. Különböző típusú üzemanyagok jöhetnek szóba a magas hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag-újratermelő képességet (legalább egységnyi tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek köztük a szegényített uránt tartalmazó dúsítási maradék hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi.

32 4. ábra. A GFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája A rendszer kielégíti a 3. fejezetben ismertetett alapelveket és követelményeket, a fenntarthatóságot (konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkuláció), a gazdasági versenyképességet (magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas 48% energiaátalakítási hatásfok, hidrogéntermelés), proliferációállóságot (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és MA együttes visszavezetése), biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitás-visszacsatolás stb.) [34]. A referencia reaktor fő tervezési paramétereit a 4. táblázat tartalmazza [10,34]. Lehetséges opcióként rendelkezésre állnak egy 2400 MWhő/1158 MWe teljesítőképességű GFR-es atomerőmű tervezési paraméterei is.

33 4. táblázat. Referencia GFR fő tervezési paraméterei [10,34] Reaktorparaméter Reaktorteljesítmény, MWhő Villamos teljesítmény (Brayton ciklusban), MWe Nettó erőműhatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközegnyomás, bar Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm 3 Referencia üzemanyag-kompozíció Térfogatarány, üzemanyag/gáz/sic Konverziós (tenyésztési) tényező Kiégési szint, % Aktív zóna térfogata, m3 Nyomásesés az aktív zónában, bar Maximális üzemanyag-hőmérséklet, C Nehézatomok tömege, tonna Fajlagos Pu+MA tömeg, kg/mwe Referencia érték 600 288 48 490/850 70 100 UPuC/SiC(70/30%), kb. 20% Pu-tartalommal 50/40/10% ~1 (önellátó) 5 5,8 0,4 1135 16 9,3 A GFR megvalósításának technológiai alapjai jelentősek: több magas hőmérsékletű gázhűtésű termikusreaktor üzeme (pl. Dragon reaktor az Egyesült Királyságban, AVR és THTR Németországban, Peach Bottom és a Fort StVrain az Egyesült Államokban, HTTR Japánban, HTR-10 Kínában), néhány gyorsneutron-spektrumú gázhűtésű reaktortervezet (300 MWhő teljesítményű, golyóágyas PBMR reaktor, 300 MW hő teljesítményű GT-MHR reaktor, melyeknek fő jellemzőit a 3. táblázat tartalmazza). A GFR hasznot húzhat eme technológiák fejlesztéséből, valamint a VHTR-re vonatkozó innovatív fűtőelemek és nagyon magas hőmérsékletű anyagok fejlesztéséből. A projektet befogadta az EU 6. keretprogramja is [92]. 5.2. Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR) A termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyagciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen túl pl. szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják [10,35]. Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tekintélyes mennyiségű tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása remélhető. Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR, valamint a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. Az 1000 ºC körüli kilépő hőmérséklet alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergia-termelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt. Egy VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő létesítmény sémáját mutatja az 5. ábra. Egy ilyen feladatra dedikált 600 MWhő teljesítményű VHTR (l. 5. táblázat) több, mint 2 millió normál m 3 hidrogént képes előállítani naponta. A magas hőmérséklet eredményeként a villamos energiát legalább 50%-os hatásfokkal termeli. A hő és a villamos energia kogenerációja a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi

34 nagy ipari létesítményekhez. A 1000 ºC feletti zónakilépő hőmérséklet a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és az alumíniumtermelés. 5. ábra. A VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő üzem sémája 5. táblázat. Egy 600 MWhő teljesítőképességű VHTR referencia adatai [10] Reaktorparaméter Reaktorteljesítmény, MWhő Hűtőközeg be/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg be/kilépő nyomása Hélium tömegárama, kgs-1 Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MWhőm 3 Referencia üzemanyag Nettó erőműhatásfok, % Referencia érték 600 640/1000 Folyamattól függő 320 6-10 ZrC-burkolatú szemcsék, pálcák vagy golyók. >50 A VHTR üzemelhet MOX üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. A reaktor jelentős haladást vár el az üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. A 3. fejezetben rögzített alapelvek és termelési célok szempontjából megállapítható, hogy a VHTR rendszer a gazdasági versenyképességben a magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt kiváló minősítésű, biztonsága és megbízhatósága, elsősorban a reaktor belső (inherens) biztonságának köszönhetően, magas fokú, jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában, a nyitott

35 üzemanyagciklus miatt azonban kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában. Ez utóbbi minősítés lényegesen jobbá tehető, ha a VHTR egy szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel. A VHTR projektben Japán és Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szereplő, a projektet a 6. keretprogram is befogadta [92]. Figyelembe kell venni a kínai fejlesztést is. 5.3. Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR) A SCWR-nek két üzemanyagciklus opciója van [10,36]: (1) termikusneutron-spektrumú reaktor nyitott üzemanyagciklussal, és (2) gyorsneutronspektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal, teljes aktinida-recirkulációval. Mindkettő elgőzölgő vízzel hűtött. A termikus és a gyors verziók közötti különbség az SCWR aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van. A gyorsneutronspektrumú reaktorokban nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus változat kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. Mindkét opció olyan vízhűtésű reaktort használ, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz termodinamikai kritikus pontja (22,1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal igen magas (~44%) átalakítási hatásfok elérését teszi lehetővé. A gyorsneutronspektrumú opció az aktinida-recirkulációhoz továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozó berendezést használ. Egy SCWR elvi kapcsolási sémáját mutatja a 6. ábra. A termikus változat jellemző tervezési paramétereit a 6. táblázatban foglaltuk össze. Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem változik a reaktorban. 6. ábra. Az SCWR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

36 6. táblázat. Egy termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei Reaktorparaméter Fajlagos beruházási költség, USD/kWe Blokkteljesítmény, MWe Neutronspektrum Nettó hatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg nyomása, MPa Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm 3 Referencia üzemanyag Kiégési szint, MWnap/kgnehézfém Üzemanyag-károsodás, dpa Biztonsági megközelítés Referenciaérték 900 1700 termikus 44 280/510 25 ~100 UO2 magas szilárdságú ausztenites, vagy ferrites-martenzites rozsdamentes acél, vagy Ni-ötvözet burkolattal ~45 10-30 Hasonlít az ALWR-ekéhez Az SCWR unikális tulajdonságai a következők [10,36]: Az átalakítási hatásfok jelentős növekedését (~44%-ra) ígéri az LWR-ekéhez képest (33-35%). A hűtőközeg magasabb entalpianövekedése miatt kisebb hűtőközeg-tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. A rendszer teljes hűtőközeg-tartalma kisebb, mint az LWR-ekben, ami kisebb konténment-térfogatot eredményez. Nem léphet fel a reaktorban forráskrízis (sem DNB, sem kiszáradásos), s ez elkerülhetővé teszi a hőátadási üzemállapotok váltakozását. Kiküszöbölhetővé teszi a gőzszárítók, gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Nem követel turbinafejlesztést, minthogy azok már rendelkezésre állnak a hagyományos erőművi technológiából. Alacsony fajlagos beruházási költség (<1000 USD/kWe). Nagy mérettartományban (400-1600 MWe) életképes, s ez által rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. A rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető. A termikusneutron-spektrumú SCWR-ek területén az utóbbi 10-15 évben Japánban (Toshiba, Hitachi) folyik a legnagyobb fejlesztési munka (SCLWR). Érdeklődik iránta Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Franciaország és Svájc is [10]. Az európai projektet a 6. keretprogram még nem fogadta be [92]. Az SCWR a magas átalakítási hatásfok, az egyszerű felépítés és az ezekből adódó alacsony fajlagos beruházási költség miatt magas minősítésű a gazdasági versenyképesség szempontjából. A gyorsneutronspektrumú változat jó a fenntarthatóság tekintetében, a termikus változatról ez csak akkor mondható el, ha szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel. Jónak minősül a biztonság, valamint a proliferációállóság és a fizikai védelem

37 vonatkozásában. Az SCWR-et elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de van olyan verziója, amely aktinidakezelésre is alkalmas. 5.4. Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) Az SFR rendszer gyorsneutronspektrumú reaktor zárt üzemanyag-recirkulációs rendszerrel [10,37]. A villamosenergia-termelésen túl elsődleges feladata a nagy aktivitású aktinidák elsősorban a plutónium hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok segítségével energetikailag hasznosíthatóvá válik a természetes urán teljes mennyisége, szemben a termikus reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. Az SFR-rel épített atomerőművek különböző teljesítményű opciói állnak rendelkezésre, néhány száz MWe-tól 1500-1700 MWe-ig. Az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan 530-550 C, aminek következtében jó termodinamikai hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. A primer rendszer elhelyezhető az atomreaktorral együtt egy közös medencében (l. 7. ábra), vagy egy kompakt hurokrendszert képezhet (l. 8. ábra). Mind a medence, mind a hurok típusú SFR-ben a primer hűtőközeg nagy termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközegnek igen nagy tartaléka van az elgőzölgéssel szemben és a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson üzemel. A nátrium reagál a levegővel és a vízzel, s így limitálni kell az ilyen reakciók lehetőségét és következményeit. Emiatt iktatnak be a primer kör és a gőzkörfolyamat köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört (l. 7. és 8. ábra). 7. ábra. Medence típusú SFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

8. ábra. Hurok típusú SFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája 38

39 Két üzemanyag-opciójuk van: (a) MOX üzemanyag és (b) kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyag. A MOX üzemanyaggal szerzett tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fém üzemanyagra vonatkozóak. Az SFR zárt üzemanyagciklusára két technológiai opció van: (a) továbbfejlesztett vizes folyamat és (b) pirofolyamat, ami a száraz pirometallurgiai eljárásból lett kifejlesztve. Mindkét eljárás funkciói: az aktinidák 99,9%-ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben a koncepcióban a termikus reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású hulladék mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. A leírtak miatt a reaktortechnológia és az üzemanyagciklus-technológia szoros kapcsolatban van egymással. A nátriumhűtésű gyorsreaktor a hat Generation IV rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett rendszere. A koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 5 évtizeden keresztül szerzett több, mint 300 reaktorévnyi tapasztalaton alapul. SFR-eket üzemeltetnek régóta Franciaországban, Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MWhő-től (az 1951-ben üzembe helyezett EBR-I) 1200 MW e-ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. A kiégetési szint 150-200 MWnap/tonna tartományig kísérletileg demonstrált mind a MOX, mind a fém üzemanyagra. A kiégett üzemanyag reprocesszálásával összefüggésben a továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi tapasztalatain alapul. A pirofolyamat kifejlesztés alatt áll az Integral Fast Reactor program 1984. évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távműködtetett gyártását az 1960-es években demonstrálták. Az SFR rendszer top minősített a fenntarthatóságban mind a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítása, mind az aktinidakezelés szempontjából. Jónak minősül a biztonság, a gazdaságosság, a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából. Az SFR rendszer van legközelebb az aktinidakezelés teljes kifejlesztéséhez. Nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban [92]. Mindezt figyelembe véve 2015 körül lesz rendszerbe állíthatósági állapotban. 5.5. Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) Az LFR rendszert gyorsneutron-spektrum és zárt üzemanyagciklus jellemzi és a fertilis uránium hatékony hasadóanyaggá alakítására, valamint aktinidák kezelésére (transzmutációjára) képes [10,38]. A vonatkozó elképzelések teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklust vizionálnak központi és regionális üzemanyagciklus-berendezésekkel. A reaktor hűtőközege ólom vagy ólom-bizmut eutektikum. Az LFR opciók tartalmaznak 50-150 MWe-os telepet, amit nagyon hosszú kiégési ciklus (kampányhossz) jellemez, 300-400 MWe-os moduláris rendszert és 1200 MWe-os nagy monolit atomerőművet. A különböző opciók főbb referencia adatait a 7. táblázatban foglaltuk össze. A rendszer egy elvi felépítési sémája a 9. ábrán látható [10]. A telep elnevezés a hosszú élettartamra, gyári készítésű aktív zónára utal. Az üzemanyag fém vagy nitrid alapú fertilis anyagot és transzuránokat tartalmaz. Egy kisméretű aktív zóna kiégési ciklusának (kampányának) hossza 10-30 év. A rendszert villamos energia és más termékek beleértve hidrogén és ivóvíz együttes előállítására tervezik. A kis teljesítményű telep kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklusra saját infrastruktúrával.

40 7. táblázat. Különböző LFR opciók főbb referencia adatai Referencia adat Pb-Bi telep Pb-Bi modul Pb, nagy Reaktorparaméter (rövid táv) (rövid táv) (rövid táv) Hűtőközeg Kilépő hőmérséklet, C Nyomás Reak.teljesítmény, MWhő Üzemanyag Burkolat Átlagos kiégési szint, MWnap/t nehéz fém Konverziós tényező Rács Primer köri áramlás Pb telep (hosszú táv) Pb-Bi ~550 atmoszférikus 125-400 fémötvözet vagy nitrid ferrites Pb-Bi ~550 atmoszférikus ~1000 fémötvözet Pb ~550 atmoszférikus 3600 nitrid Pb 750-800 atmoszférikus 400 nitrid ferrites ferrites ~100 100-150 100-150 keramikus vagy tűzálló ötvözet 100 1,0 Nyitott Természetes >1,0 Nyitott Kényszerített 1,0-1,02 Kevert Kényszerített 1,0 Nyitott Természetes 9. ábra. Az LFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

41 A legrövidebb távú opciók villamosenergia-termelésre koncentrálnak és könnyebben kifejleszthető üzemanyag-burkolat-hűtőközeg kombinációkra és kapcsolt üzemanyag-recirkulációra, valamint újragyártási technológiákra alkalmasak. A hosszabb távú Pb-hűtésű opciók inherensen biztonságos reaktorra törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete (750-800 ºC) folyamathő pl. hidrogén termelésére is alkalmas. Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel szemben is) a következők [10]: A magasabb kilépési hőmérséklet a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankine-ciklus magasabb hatásfokát és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot eredményez. A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag-újratermeléshez és a hosszabb (15-20 éves) kampányhosszhoz. Megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek érhetők el általuk rövid és középtávon. Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső körre). Az alkalmazott technológia az orosz tengeralattjáró Pb-Bi hűtésű reaktorainak (BREST gyorsreaktor), a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor recirkulációs és gyártási fejlesztésének, valamint az ALMR passzív védelmi és moduláris tulajdonságainak kiterjesztését jelenti. Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferációállóságban és a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik). Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére legalábbis egyelőre Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését [92]. 5.6. Sóolvadékos reaktor (MSR) A ma üzemelő atomreaktorokban a hő statikus szilárd fűtőelemben keletkezik és egy áramló hűtőközegnek adódik át. A sóolvadékos reaktorban jelenlegi elképzelés szerint az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt [10,37]. A rendszer fejlesztése az 1940-es, 1950-es évekre nyúlik vissza. Képes a sóolvadékba kevert összes aktinida hatékony kezelésére, illetve átalakítására. Jelenleg négy üzemanyagciklus-opció létezik [10]: (1) maximális (1,07-ig terjedő) konverziós tényezőjű, Th-233U üzemanyagciklusú rendszer; (2) katonai felhasználásra alkalmas nukleáris anyagoknak csak minimális mennyiségét tartalmazó denaturált Th- 233U konverter; (3) nyitott aktinidakiégető (Pu- és MA-kiégető) denaturált üzemanyagciklus minimális kémiai kezeléssel; (4) aktinidakiégetés folyamatos recirkulációval. Ha a négy opciót villamosenergia-termelésre favorizálják, akkor az aktinidákra nézve nagyobb oldhatóságú fluoridsókat mint pl. a NaF/ZrF 4 preferálják. Ha hidrogéntermelés a preferált feladat, akkor a kevesebb tríciumkeletkezést okozó sók mint pl. a Li- és a Be-fluoridok alkalmazása kerülhet előtérbe. Lehetséges a folyékony üzemanyag on-line és off-line kezelése.

42 A reaktor fertilis üzemanyagaként a 238U vagy a 232Th használható olvadt sóban oldott fluoridként. Az MSR megépíthető termikus és epitermikus neutronspektrummal. Előbbi esetben a jelenlegi elképzelés szerint grafitot használnak moderátorként. Egy ilyen rendszer egyszerűsített sémáját a 10. ábra mutatja. Az MSR-ek üzemi hőmérséklet-tartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkel bázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsékletéig (800-850 ºC) terjed. A 10. ábrán mutatott megoldás esetében az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. A felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami ugyancsak olvadt só. Eme közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben a gőzfejlesztőben adja le hőjét és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára. Egy referencia MSR jellemző paramétereit a 8. táblázatban foglaltuk össze [10]. Gőz munkaközeg esetében Rankine-, gáz munkaközegnél Brayton-ciklust alkalmaznak a villamos energia termeléséhez. Nemzetközileg is kiterjedt vizsgálat tárgya a gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS Accelerator Driven System) megvalósításának lehetősége. 10. ábra. Az MSR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

43 8. táblázat. Egy referencia MSR jellemző paraméterei Reaktorparaméter Nettó teljesítmény, MWe Teljesítménysűrűség, MWhőm 3 Nettó átalakítási hatásfok, % Olvadt só belépő hőmérséklete, C kilépő hőmérséklete, ºC Moderátor Energiaciklus Neutronspektrum Referencia érték 1000 22 44-50 565 700 (850 hidrogéntermelés esetén) Grafit Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus Termikus Az MSR-ek a következő unikális tulajdonságokkal, illetve előnyökkel rendelkeznek [10,37]: Jó neutrongazdálkodás, aminek révén nyitott alternatíva aktinidakiégetésre és/vagy magas hasadóanyag-termelésre. Magas hőmérsékletű üzemelés, ami lehetőséget kínál folyamathőként való felhasználásra (pl. hidrogéntermelésre) és magas energiaátalakítási hatásfokra (>40%). Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. A fail-safe üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonság. Az üzemanyagcsere, -feldolgozás és a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami megteremti a magas rendelkezésre állás lehetőségét. Az aktinidabetáplálással széles tartományban változtatható a homogén sóoldat összetétele. Az MSR rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából top minősítésű. Jónak minősül a biztonság, a proliferációállóság és a fizikai védelem tekintetében. Gazdaságossága függ a konkrét feltételektől (pl. a termékfajták számától), s ezért további elemzést igényel. A projektet már az 5. keretprogram óta befogadta az Európai Unió is [92]. 5.7. A fejlesztési irányok értékelése az alapelvek teljesítése szempontjából A 9. táblázatban összefoglaltuk a hat fejlesztési irány jellemző mennyiségeit [39]. Figyelembe véve az előzőekben írtakat, a Generation IV rendszerek széles választékban képesek kielégíteni a 3. fejezetben rögzített alapelveket és termelési célokat. Az értékelés nemzetközi szinten végzett viták eredménye [10]. 5.7.1. Értékelés a termelési célok és a gazdasági versenyképesség szempontjából A Generation IV rendszerek fejlesztésének centrumában három különböző termelési, illetve felhasználási cél áll: villamos energia, hidrogén (vagy más nem villamos energetikai

44 termékek) és aktinidakezelés. Az első két termelési cél megvalósításának lehetősége és színvonala alapvetően az adott innovatív reaktorokban elérhető hőmérséklettől függ. Erre vonatkozó információt nyújt a 11. ábra. Ez a paraméter jelentősen befolyásolja a rendszerek gazdaságosságát is. 9. táblázat. A negyedik generációs reaktorkoncepciók legfontosabb jellemzői [28]. Koncepció Gázhűtésű gyorsreaktor Ólomhűtésű gyorsreaktor Neut-r onhűtőspek-tr közeg um gyors He 850 gyors 550-800 alacsony U-238 Pb-Bi Sóolvadékos reaktor epiter- Fluo-ri mikus d-sók Na-hűtésű gyorsreaktor Szuperkri-ti kus vízhű-tésű reaktor Nagyon magas hőmérsék-le tű gázhűtésű reaktor gyors Na termi- Víz kus v. gyors termi- He kus Hőmérséklet, Nyomás C magas(1) ÜzemÜzem-an anyagyag ciklus Telj. Képes-sé Termék g, MWe U-238 288 zárt (in situ) zárt (regionális) zárt 700-800 alacsony UF sóban feloldva 550 alacsony U-238 és zárt MOX 510-550 nagyon UO2 nyitott magas (term.) zárt (gyors) 1000 magas UO2 nyitott hasáb vagy golyók 50-150 300-400 1200 1000 vill.en. és hidrogén vill.en. és hidrogén vill.en. és hidrogén 150-500 vill.en. 500-1500 1500 vill.en. 250 hidrogén és vill.en. 11. ábra. A különböző termelési célok és az azokat teljesíteni tudó innovációs reaktorok

45 A Generation IV innovatív rendszereinek ábra szerinti magas hőmérsékletei a villamosenergia-termelésben magas átalakítási hatásfok elérését teszik lehetővé, úgy, hogy közben javítják a biztonságot, a proliferációállóságot és a fizikai védelmet is. A zárt üzemanyagciklusban üzemelő rendszerek javítják a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítási hatásfokát, valamint csökkentik a termelt radioaktív hulladékok térfogatát, tömegét és radiotoxicitását. Gyorsreaktorok és szimbiotikus atomenergia-rendszerek alkalmazásával a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosításának hatékonysága nagyságrendekkel növelhető. Azzal, hogy a Generation IV rendszerek teljesíthetővé teszik e feladatot, a fenntarthatósági követelményt magas fokon kielégítik és lehetővé teszik a fenntarthatóság és a gazdaságosság együttes optimalizálását. A villamosenergia-termelési rendeltetésen belül két specializáció lehetséges: (a) nagy hálózat, érett infrastruktúra, deregulált piac; (b) kis hálózat, korlátozott nukleáris infrastruktúra. A Generation IV rendszerek különböző változatai (egységteljesítmény, preferált feladat stb.) lehetővé teszik, hogy mindkét specializációra megtalálható az optimális megoldás. A hidrogéntermelés, a kogeneráció és más nem villamosenergia-termelési rendeltetés amint az az előző ismertetésből megállapítható szintén széles választékban kielégíthető a Generation IV rendszerekkel. A magas egyes esetekben 900-1000 C-ig terjedő hőmérsékletek kiváló lehetőségeket adnak folyamathő előállítására. Mindez a környezetvédelmi célok kielégítését is segíti. A kogenerációs rendszerek különösen javíthatják a Generation IV rendszerek gazdasági versenyképességét. A Generation IV rendszerek aktinidakezelés szempontjábóli lehetőségeit mutatja a 12. ábra. Az aktinidakezelés amellett, hogy javítja a fenntarthatóság két dimenziójának (üzemanyag-hasznosítás és környezetvédelem) teljesítését jelentős társadalmi előnyöket is ígér. A 12. ábrából látható, hogy a VHTR kivételével mindegyik Generation IV rendszer képes teljesíteni ezt a feladatot. Az aktinidakezelési rendeltetés teljesítése különösen hosszabb távon előtérbe helyezhetik a szimbiotikus atomenergia-rendszerek kiépítését [10]. Egy ilyen rendszerben az urándúsítás kiterjesztése, illetve alkalmazása elmaradhat, ahogy erre korábban már saját munkánkban [12] is rámutattunk. 12. ábra. Az innovációs atomreaktorok képessége az aktinidakezelés szempontjából Valamennyi Generation IV rendszernek ki kell elégítenie a gazdaságos termelés követelményét, gazdaságilag versenyképesnek kell lennie a szóban forgó termékek más